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    Nuovo metodo per accelerare i calcoli del trasporto di neutroni

    Configurazione geometrica del modello ITER C (a sinistra), mappe di flusso di neutroni normalizzate (al centro) e mappe di errore relativo (a destra) calcolate con il metodo OTF. Credito:Wang Guohe

    Il dottor Zheng Yu dell'Hefei Institutes of Physical Science of Chinese Academy of Sciences, in collaborazione con i ricercatori dell'Istituto di tecnologia di Karlsruhe in Germania, ha proposto un nuovo metodo per accelerare la simulazione di schermatura su larga scala di Monte Carlo.

    Il nuovo metodo di riduzione della varianza globale, chiamato anche On The Fly (OTF), rende i codici Monte Carlo (MC) applicabili per le analisi di schermatura di reattori a fusione complessi e su larga scala. I risultati rilevanti sono stati pubblicati in Fusione nucleare .

    MC è uno dei metodi di calcolo più accurati nel campo dell'analisi nucleare per i reattori a fusione e fissione. Tuttavia, il calcolo della schermatura del dispositivo a fusione utilizzando i codici di trasporto Monte Carlo è ancora impegnativo a causa della complessità e della pesante schermatura dei reattori a fusione. Il lento tasso di convergenza del rendering del metodo MC nelle simulazioni analogiche è proibitivo in termini di tempo di calcolo.

    I ricercatori hanno introdotto una nuova idea per aggiornare la finestra del peso lungo il processo di trasporto in questo metodo. Hanno anche proposto una soluzione innovativa basata sulla regolazione dinamica automatica dei limiti superiori della finestra di peso, che ha affrontato il problema che affligge da molto tempo il calcolo del trasporto di particelle neutroniche di MC.

    Quando hanno applicato il metodo OTF all'analisi nucleare del reattore sperimentale termonucleare internazionale (ITER) e dell'acceleratore IFMIF-DONES della sorgente di neutroni orientato alla DEMO dell'International Fusion Materials Irradiation Facility, sono stati raggiunti notevoli effetti di accelerazione.

    • Configurazione geometrica di IFMIF-DONES (a sinistra), mappe di flusso di neutroni normalizzate (al centro) e mappe di errore relativo (a destra) calcolate con il metodo OTF. Credito:Wang Guohe

    • Distribuzione del flusso di neutroni di taglio orizzontale (sinistra) e taglio verticale (destra) calcolata con il metodo OTF. Credito:Wang Guohe

    Rispetto al metodo di riduzione della varianza dell'Automated Variance Reduction Generator (ADVANTG) sviluppato dall'Oak Ridge National Laboratory, l'effetto di accelerazione del metodo OTF è da 13 a 20 volte quello di ADVANTG.

    Inoltre, OTF serve anche per il calcolo del campo di radiazione globale del reattore di prova dell'ingegneria della fusione cinese, che fornisce una base importante per valutare il funzionamento sicuro di componenti chiave come magneti e recipienti a vuoto sotto irraggiamento nucleare. + Esplora ulteriormente

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