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《核技术》2015,(3)
蒙特卡罗方法是目前准确的吸收剂量率计算方法,但其较长的模拟耗时阻碍了它在工业钴源辐射加工和辐照实验中的应用。模拟耗时、模拟精度以及模拟值与实测值的相对偏差是表征蒙特卡罗计算效率的重要指标。针对8.4 PBq的单板钴源辐照装置,讨论了并行线程数、记数方法、记数栅元尺寸、γ致电子的处理方式和截断能5种参数对蒙特卡罗程序MCNP吸收剂量率计算效率的影响。利用实验测量结合模拟试算的方法,给出了在保证一定精度和相对偏差前提下,使得模拟耗时最少的参数组合,提高了MCNP计算效率。结果如下:超线程模式下的并行计算、*F6记数方法、栅元边长为1 cm、γ输运模式、γ截断能为100 ke V。 相似文献
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《原子能科学技术》2015,(Z1)
超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集成先进并行计算与减方差技术。最新版本SuperMC2.2支持中子、光子、中子光子耦合输运,实现了几何与物理的自动建模、输运计算、过程与计算结果可视化的集成计算分析。SuperMC2.2已通过国际临界安全基准实验手册(ICSBEP)、国际屏蔽积分泄漏率实验手册(SINBAD)等大量国际基准例题的正确性验证。本文用IAEA发布的钠冷快堆BN-600基准例题进一步进行测试校验,测试计算了有效增殖因数、多普勒系数、密度系数、膨胀系数等9个参数。结果显示,SuperMC2.2的计算结果与MCNP相比偏差均在1个标准差范围内,且基本在国际各研究机构计算结果之间,初步验证了SuperMC2.2应用于快堆中子输运计算中的准确性和可靠性。 相似文献
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堆用蒙特卡罗程序RMC的全堆计算研究 总被引:1,自引:0,他引:1
使用清华大学的"探索100"高性能并行计算机,基于美国核能署数据中心的连续能量全堆基准计算模型和法国电力集团的多群全堆基准计算模型,就通用蒙特卡罗程序(MCNP)全堆大规模并行计算开展了研究。针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)与MCNP的全堆计算性能进行系统的比较研究。结果表明,MCNP在并行模式和计数器性能等方面均有不足,这些不足严重影响MCNP在反应堆全堆计算上的效率。而RMC在这些问题上取得了较大的改善,能够适用于反应堆全堆精细功率密度计算。因而,在反应堆全堆计算性能上,RMC优于MCNP。 相似文献
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计算高可靠性系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法 总被引:3,自引:0,他引:3
在相似仿真方法的基础上 ,设计了计算系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法 ,包括直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法。介绍了统计估计蒙特卡罗可靠性仿真的基本原理 ,给出了统计估计蒙特卡罗计算方法的无偏估计量和具体算法。同时采用直接仿真方法、限制抽样蒙特卡罗方法、强迫转换蒙特卡罗方法、直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法计算了一高可靠性系统的失效概率 ,结果表明 ,在高可靠性系统不可靠度计算中加权统计估计蒙特卡罗方法计算结果的方差最小 ,效率最高。 相似文献
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核临界安全计算的一个新方法:单中子蒙特卡罗方法 总被引:1,自引:0,他引:1
应用蒙特卡罗方法计算K_(eff)通常情况下,需要首先计算给出裂变中子源分布,然后再根据裂变中子源分布计算给出K_(eff)。作为蒙特卡罗方法计算K_(eff)的主要困难,在于计算给出裂变中子源分布。正是由于这一原因,进入七十年代前后,人们开始把注意力集中到了所谓最优源对策问题的研究上。本文给出了一种计算K_(eff)的新的方法——单中子蒙特卡罗方法,改变了过去用蒙特卡罗方法计算K_(eff)时必须首先计算给出裂变中子源分布,然后再计算给出K_(eff)的分为两步的传统方法,而变成只有一步,即直接计算给出K_(eff)。证明了单中子蒙特卡罗估计为渐近无偏估计,概率收敛于K_(eff),并且给出了方差的近似计算公式。通过具体计算的例子表明,单中子蒙特卡罗估计可以很快地收敛于K_(eff),至少节省了通常蒙特卡罗方法计算K_(eff)时所需要的计算给出裂变中子源分布的计算机的全部时间。 相似文献
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几何跟踪主要进行蒙特卡罗粒子输运计算中粒子位置和径迹长度的计算,它是蒙特卡罗粒子输运计算的关键技术之一。由于聚变堆几何结构极其复杂,使得几何跟踪在整个蒙特卡罗粒子输运计算中占据30%~80%的计算时间,因此几何跟踪方法的效率是决定聚变堆蒙特卡罗粒子输运计算效率的重要因素之一。本文提出了基于CAD的邻居列表和包围盒加速方法,并基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC进行实现。利用聚变堆FDS-Ⅱ和ITER模型对本文方法进行了数值验证,测试结果表明本文方法不影响计算结果,并能使程序计算效率提高50%~60%,证明了本文方法的正确性和有效性。 相似文献
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特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆物理计算程序NECP-X研究特征线方法的空间、角度和特征线多重并行策略。为实现高效并行,空间并行采用了区域分解的并行方式;为充分考虑角度并行的负载平衡,采用了“贪婪算法”角度区域分解算法;为节省内存和提高效率,应用并分析了共享式内存并行模式下动态调度的特征线并行方案。数值结果表明,NECP-X中的空间、角度和特征线并行效率较高,可充分利用并行资源,实现大规模并行。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(6):495-506
A parallel processing method for the analysis of a Boiling Water Reactor (BWR) core has been developed to drastically reduce the computation time. In the proposed method, a BWR core is divided into smaller segments, each of which is assigned to one of the processing elements (PE) working in parallel. The whole computing task is divided into smaller tasks that are distributed to the PEs as equally as possible. To solve the neutron diffusion equations in BWR neutronics calculations, the three-dimensional checker-board block iterative method was adopted. In the thermal-hydraulic calculation, the whole task can be divided into parallel tasks except for the coolant enthalpy distribution calculation along a flow channel. Parallelization efficiency of the proposed method was examined by measuring computing time on a hypercube type parallel processor with 64PEs. The computation speed gradually degrades with the number of segmentation, because of delay due to communications between PEs and to waiting time caused by unequal amount of tasks among PEs. A 64 PE calculation was found to be from 30 to 50 times faster than the 1PE calculation. Both the axial and the radial segmentations were found to be effective in reducing computing time. If the BWR core analysis is made with a massively parallel processor consisting of more than 4,500 PEs, computing time will be reduced nearly by an order of three. 相似文献
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采用简化堆芯模型的传统子通道模拟计算结果难以精确反映堆芯的真实运行状况,利用高性能计算技术进行全堆芯精确到每个真实流道的子通道模拟计算成为研究热点。本文抽象描述了快堆堆芯的基础几何结构,在此基础上提出了一种全堆芯子通道建模方法和一种自适应的并行任务划分方法。设计了广度优先划分算法和层次划分算法,实现了全堆芯子通道任意个数求解域的划分,自适应地映射到不同个数的计算核上,从而可利用PC、集群、超算等不同规模的计算资源开展全堆并行模拟。使用针对快堆模拟修改后的子通道模拟软件CTF进行验证,证明了建模方法对于快堆子通道模拟是有效的。基于本文方法在曙光先进计算服务平台上使用两种不同网格规模的算例进行了测试,两组测试最低并行效率在33.02%以上,证明了本文方法的有效性和可用性。 相似文献
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材料辐照损伤模拟是数值堆软件的重要内容。原子动力学蒙特卡罗(AKMC)方法是研究核材料辐照行为的重要手段,可在保持原子级别精度下,有效地扩展模拟的时间尺度到秒甚至年量级。但在面向实际应用需求时,其仍面临内存限制和复杂的计算量等挑战。通过并行计算技术提升计算效率是解决这一挑战的有效手段。本文论述一款并行AKMC程序MISA-AKMC的设计原理与实现技术。MISA-AKMC实现了一种并行KMC模拟框架,重点包括sub-lattice并行算法的实现、加速优化方法、转发通信方法、KMC模型接口等。基于该框架,开发了空位-间隙的演化模型,可实现热老化模拟和析出模拟。通过并行性能测试获得了良好的并行性能,结合算例结果验证说明了MISA-AKMC的正确性和可靠性。 相似文献
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为实现全堆芯精确到每个通道的并行子通道模拟,本文提出一种基于子通道的并行任务划分和进程映射方法,可对全堆芯或单个组件进行计算任务划分,计算任务和进程的映射可灵活进行。该方法可根据计算机(群)的核数确定恰当的全堆芯子通道的任务划分方式,从而使全堆芯热工水力模拟可在单机、小型集群到超级计算机等不同环境运行。在天河二号超级计算机上进行全堆芯157组件、精确到每个真实流道、轴向划分为125层的稳态模拟,可使用4~6 280核实现。使用4核时需约22 h,使用6 280核时需470 s。引入混合编程实现方式后,使用6 280核完成模拟需397 s。 相似文献
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特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。传统的并行策略是进行空间的区域分解,但当问题的几何规模较小时,其并行度有限,无法充分利用并行资源。本文在高保真物理计算程序NECP-X空间区域分解的基础上研究了角度和特征线的三重并行计算。为实现角度并行的负载平衡,采用了考虑权重的贪婪算法角度并行策略;为节省内存,在共享内存的并行模式下采用动态调度的分配方案实现特征线并行。数值结果表明,NECP-X中的角度和特征线并行效率较高,可在空间区域分解并行的基础上进一步扩大并行规模,提高计算速度。 相似文献
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The existing parallel computing schemes for Monte Carlo criticality calculations suffer from a low efficiency when applied on many processors. We suggest a new fission matrix based scheme for efficient parallel computing. The results are derived from the fission matrix that is combined from all parallel simulations. The scheme allows for a practically ideal parallel scaling as no communication among the parallel simulations is required, and inactive cycles are not needed. 相似文献
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确定论中子输运方法具有计算速度快、可获取物理量的精细场分布、可高效多物理耦合等优点,随着有限元方法在中子输运模拟中的应用,复杂几何结构、大尺度下的屏蔽问题和临界问题都能得到高保真建模和分析。离散纵标(SN)法是求解中子输运方程的有效数值方法,基于OpenMP并行机制对各独立离散方向进行并行求解,可提高SN输运模拟的计算速度,但并行规模较有限。对几何空间进行区域分解并采用MPI并行机制,可实现大规模并行扩展,进而实现对大型问题的高精度快速求解。本文采用并行自适应非结构网格应用框架JAUMIN进行区域分解和进程间通信,通过并行SN扫描实现了自主有限元输运程序ENTER的高效并行,完成正确性检验后在天河Ⅱ号超级计算机上使用1 440个CPU核完成了1.43×107网格单元、2.81×109自由度规模问题的测试,计算时间约7.4 h。表明该程序具备了有效模拟大型复杂结构中子输运问题的能力,具有一定工程应用价值。 相似文献