Usage
Le code DRAGON [1, 2, 3] résulte d'un effort de rationalisation concerté qui consistait à unifier en un seul code differents modèles et algorithmes utilisés pour la résolution de l'équation de transport des neutrons. La préoccupation majeure de l'équipe de developpement de DRAGON fut de s'assurer que toute nouvelle méthode de calcul serait facile à implanter dans le code. Ainsi le code de cellule DRAGON est divisé en différents modules de calculs qui sont reliés entre eux via le programme de contrôle généralisé du groupe d'analyse nucléaire (GAN generalized driver) [4, 5] , l'échange d'information entre les différents modules étant assuré par des structures de données bien documentées. [6]
Les principales composantes du code DRAGON sont:
- le module d'auto-protection des résonances;
- les modules d'analyse de géométrie générant des fichiers de lignes d'intégration;
- un module de calcul des probabilités de collision des fichiers de lignes d'intégration;
- le module de résolution pour le flux multigroupe utilisant le probabilités de collision;
- le module de résolution pour le flux multigroupe des fichiers de lignes d'intégration et la méthode des caractéristiques;
- le module d'évolution isotopique;
- le module d'édition.
Le plus utilisé et le plus versatile des modules d'analyse de géométrie de DRAGON est le module EXCELL. Celui-ci permet de traiter des géométries de grappe en deux dimensions et d'assemblages cartésiens et hexagonaux en deux et trois dimensions, chacune des cellules de ces assemblages pouvant contenir des sous régions cylindriques. [7, 8, 9, 10, 11, 12] Ce module permet de prendre en compte toutes sortes de conditions aux frontières incluant des conditions de symétries de translation et de réflection. De plus, c'est le seul qui est compatible aussi bien avec la méthode des probabilité de collision qu'avec la méthode des caractéristiques. [13,14] Les modules d'analyse de géométrie JPM [15, 16, 17, 18, 19, 20] et SYBIL [21, 22] bien qu'utilisant des méthodes plus approximative peuvent se révéler utile lorsque des calculs plus rapides sont requis.
Il est à noter que les deux modules de résolution multigroupes pour les flux, nommément les modules FLU et MOC, permettent des calculs avec ou sans (problèmes à valeur propre) sources fixes incluant des contributions dues aux neutrons de fission et aux fuites avec Laplacien fixe ou imposé. [23] Ils utilisent la méthode d'itération des puissances et sont accélérés en utilisant une méthode d'accélération variationnelle et un rééquilibrage multigroupe (multigroup flux rebalancing). [24]
DRAGON peut finalement lire et traiter différents formats de section efficaces microscopique incluant:
- MATXS [25, 26, 27]
- WIMS-D4 [28, 29, 30]
- WIMS-AECI [28, 29, 30]
- APOLLO [21]
Il peut aussi générer des bibliothèques des sections efficaces macroscopiques avec des codes tels que TRANSX-CTR or TRANSX-2 en utilisant des fichiers de format GOXS et ISOTXS. [25, 32]
Le developpement de DRAGON est supporté financièrement, directement ou indirectement, par différentes organisations incluant l'École Polytechnique de Montréal, Hydro-Québec et la Chaire Hydro-Québec en génie nucléaire, le conseil de recherche en science naturelle et en génie du Canada (CRSNG), l'Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et le groupe des propriétaires de CANDU (COG).
Le code DRAGON ainsi que sa documentation sont la propriété de l'École Polytechnique de Montréal. Le module de génération de figures PostScript dans DRAGON est dérivé de l'utilitaire PSPLOT qui appartient à Kevin E. Kohler de Nova Southeastern University Oceanographic Center in Florida. [33]
Il est permis de copier sans frais le code DRAGON.
Polytechnique de Montréa, n'assume aucune responsabilité, implicite ou explicite, quand à l'utilisation de DRAGON.
|
|
Publications |
|---|---|
| 1 |
G. Marleau, R. Roy and A. Hébert, DRAGON: A Collision Probability Transport Code for Cell and Supercell Calculations, Report IGE-157, Institut de génie nucléaire, École Polytechnique de Montréal, Montréal, Québec (1994). |
| 2 |
G. Marleau, A. Hébert and R. Roy, ``New Computational Methods Used in the Lattice Code DRAGON'', Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, pp 1.177-1.188, Charleston, South Carolina, March 8-11 1992. |
| 3 |
G. Marleau, A. Hébert and R. Roy, A User Guide for DRAGON. Version DRAGON_000331 Release 3.04, Report IGE-174 Rev. 5, Institut de génie nucléaire, École Polytechnique de Montréal, Montréal, Québec (2000). |
| 4 |
R. Roy and A. Hébert, The GAN Generalized Driver, Report IGE-158, Institut de génie nucléaire, École Polytechnique de Montréal, Montréal, Québec (2000). |
| 5 |
R. Roy, The CLE-2000 Tool-Box, Report IGE-163, Institut de génie nucléaire, École Polytechnique de Montréal, Montréal, Québec (1999). |
| 6 |
A. Hébert, G. Marleau and R. Roy, A Description of the DRAGON Data Structures. Version DRAGON_000331 Release 3.04, Report IGE-232 Rev. 3, Institut de génie nucléaire, École Polytechnique de Montréal, Montréal, Québec (2000). |
| 7 |
R. Roy, A. Hébert and G. Marleau, ``A Transport Method for Treating Three-Dimensional Lattices of Heterogeneous Cells'', Nucl. Sci. Eng., 101, 217-225 (1989). |
| 8 |
R. Roy, G. Marleau, J. Tajmouati and D. Rozon, ``Modeling of CANDU Reactivity Control Devices with the Lattice Code DRAGON'', Ann. nucl. Energy, 21, 115-132 (1994). |
| 9 |
R. Roy, ``Anisotropic Scattering for Integral Transport Codes. Part 1. Slab Assemblies'', Ann. nucl. Energy, 17, 379-388 (1990). |
| 10 |
R. Roy, ``Anisotropic Scattering for Integral Transport Codes. Part 2. Cyclic Tracking and its Application to XY Lattices'', Ann. nucl. Energy, 18, 511-524 (1991). |
| 11 |
R. Roy, A. Hébert and G. Marleau, ``A Cyclic Tracking Procedure for Collision Probability Calculations in 2-D Lattices'', International Topical Meeting on Advances in Mathematica, Computation and Reactor Physics, pp 2.2.4.1-2.2.4.14, Pittsburgh, Pennsylvania, April 28 - May 2, 1991. |
| 12 |
G. Marleau and R. Roy, ``Use of Specular Boundary Conditions for CANDU Cell Analysis'', Fourth International Conference on Simulation Methods in Nuclear Engineering, pp 5B.3.1-5B.3.13, Montréal, Québec, June 2-4, 1993. |
| 13 |
R. Roy, ``The Cyclic Characteristics Method'', International Conference on the Physics of Nuclear Science and Technology, Long Island, New York, October 5-8, 1998. |
| 14 |
R. Roy, ``The Cyclic Characteristics Method with Anisotropic Scattering'', M& C'99 Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, Madrid, Spain, September 27-30, 1999. |
| 15 |
F.E. Driggers, A Method for Calculating Neutron Absorption and Flux Spectra at Epithermal Energies, Report AECL-1996, Atomic Energy of Canada Limited, Chalk River, Ontario (1964). |
| 16 |
G. Marleau, M.L. Vergain, A. Hébert and R. Roy, ``Computation of the DP1 Collision Probabilities for Spherical and Cylindrical Geometries'', Ann. nucl. Energy, 17, 119-134 (1990). |
| 17 |
G. Marleau and A. Hébert, ``An Integral Transport Method for Treating CANDU and GCR Clusters'', Progress in Nuclear Energy, 18, 197-205 (1986). |
| 18 |
G. Marleau, R. Roy and A. Hébert, ``Analytic Reductions for Transmission and Leakage Probabilities in Finite Tubes and Hexahedra'', Nucl. Sci. Eng., 104, 209-216 (1990). |
| 19 |
M. Ouisloumen, G. Marleau, A. Hébert and R. Roy, ``Computation of Collision Probabilities for Mixed Hexagonal-Cylindrical Geometries Using the DP1 Approximation to the J± Technique'', International Topical Meeting on Advances in Mathematica, Computation and Reactor Physics, pp 2.2.1.1-2.2.1.12, Pittsburgh, Pennsylvania, April 28 - May 2, 1991. |
| 20 |
G. Marleau and A. Hébert, ``Analysis of Cluster Geometries Using the DP1 Approximation of the J±Technique'', Nucl. Sci. Eng., 111, 257-270 (1992). |
| 21 |
A. Hoffman et al., APOLLO: Code Multigroupe de résolution de l'équation du transport pour les neutrons thermiques et rapides, Note CEA-N-1610, Commisariat à l'énergie Atomique, France (1973). |
| 22 |
A. Hébert, Développement de la méthode SPH: Homogénéisation de cellules dans un réseau non uniforme et calcul des paramètres de réflecteur, Note CEA-N-2209, Commisariat à l'énergie Atomique, France (1981). |
| 23 |
G. Marleau and A. Hébert, ``Introduction of an Improved Critical Buckling Search in WIMS'', 1986 Simulation Symposium on Reactor Dynamics and Plant Control, Hamilton, Ontario, April 21-22, 1986. |
| 24 |
G. Marleau and A. Hébert, ``Solving the Multigroup Transport Equation Using the Power Iteration Method'', 1985 Simulation Symposium on Reactor Dynamics and Plant Control, Kingston, Ontario, April 22-23, 1985. |
| 25 |
R.E. Macfarlane, TRANSX-CTR: A code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport Codes for Fusion Systems Analysis, Report LA-9863-MS, Los Alamos Scientific Laboratory, Los Alamos, New Mexico (1984). |
| 26 |
MATXS7A - 69 Neutron Group Cross Section Library in MATXS, DLC-117, RSIC Data Library Collection, Oak Ridge National Laboratory (1985). |
| 27 |
P. Vontobel and S. Pelloni, ``New JEF/EFF Based MATXS-Formatted Nuclear Data Libraries'', Nucl. Sci. Eng., 101, 298 (1989). |
| 28 |
J.R.Askew, F.J. Fayers and P.B. Kemshell, ``A General Description of the Lattice Code WIMS'', J. Brit. Nucl. Energy Soc., 5, 564, (1966). |
| 29 |
C.J. Taubman, The WIMS 69-Group Library Tape 166259, Report AEEW-M1324, U.K. Atomic Energy Authority, Winfrith (1975). |
| 30 |
J.J. Kim, J.T. Lee and H.R. Kim, ``Generation and Benchmarking of a 69 Group Cross Section Library for Thermal Reactor Applications'', J. Korean Nucl. Soc., 21, 245 (1989). |
| 31 |
J.V. Donnelly, WIMS-CRNL, A User's Manual for the Chalk River Version of WIMS, Report AECL-8955, Atomic Energy of Canada Limited, Chalk River, Ontario (1986). |
| 32 |
R.E. Macfarlane, TRANSX-2: A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport Codes, Report LA-12312-MS, Los Alamos Scientific Laboratory, Los Alamos, New Mexico (1992). |
| 33 |
K.E. Kohler, PostScript for Technical Drawings PSPLOT: A FORTRAN-Callable PostScript Plotting Library User's Manual, Technical Report Nova Southeastern University, Oceanographic Center, 8000 North Ocean Drive, Dania, Florida; One can get a feel for the flavor of PSPLOT at http://www.nova.edu/ocean/ while access to the full psplot library is via anonymous ftp: whitetip.ocean.nova.edu (137.52.16.19) in the directory psplot. |
