核能软件OpenMC0.13.0用户手册

OpenMC是社区开发的蒙特卡罗中子和光子传输代码。它能够执行固定源，k特征值，和次临界乘法计算的模型建立使用构造实体几何或CAD表示。灵活高效的计数系统可以对各种各样的物理量进行计数和分析。OpenMC可以使用混合MPI和OpenMP编程模型并行运行，并已在领先级超级计算机上进行了广泛测试。OpenMC的一个独特特性是其丰富的、可扩展的Python和C/ c++编程接口，这些接口支持编程前和后处理、多组横截面生成、工作流自动化、燃耗计算、多物理场耦合以及几何和计数结果的可视化。除了核心蒙特卡罗传输解算器和相关的API之外，OpenMC还包括一个基于python的核数据接口，允许高级用户在ENDF、ACE和OpenMC的本地HDF5文件上检查、修改和执行各种类型的核数据处理。为了确保代码的质量和准确性，开发了一个支持基础设施，包括持续集成测试和自动化的关键基准模拟、跨代码比较和性能测试。 《OpenMC核能软件0.13.0用户手册》是关于一款开源的蒙特卡罗中子和光子传输代码的详细指南。OpenMC由社区开发者共同维护，旨在为核能领域的研究和分析提供强大的工具。这款软件的核心功能包括执行固定源、k特征值以及次临界乘法计算，其模型构建可以使用构造实体几何或CAD表示，以实现更精确的建模。 OpenMC的一大亮点在于它的灵活性和高效性，具备对多种物理量进行计数和分析的能力。它支持混合MPI和OpenMP并行运算模式，能够在顶级超级计算机上运行，确保了大规模计算的可行性。此外，OpenMC提供了丰富的Python和C/C++编程接口，不仅支持编程前后的处理，还能进行多组横截面生成、工作流自动化、燃耗计算以及多物理场耦合。其强大的可视化功能则有助于用户直观地理解几何结构和计算结果。 核数据接口是OpenMC的另一个特色，采用Python实现，允许高级用户对ENDF、ACE和OpenMC本地HDF5文件上的核数据进行检查、修改和处理。为了保证代码质量和准确性，OpenMC开发团队构建了一套支持基础设施，包括持续集成测试、关键基准模拟的自动化、跨代码比较以及性能测试，确保了软件的可靠性。 安装指南提供了多种平台（如Linux、Mac、Windows）的安装方法，包括使用conda-forge、Docker、Spack以及源代码编译等。对于不同操作系统，如Ubuntu，也有专门的安装步骤。最新版本0.13.0的发布包含了新特性、错误修复以及贡献者列表，每个版本的更新都有详细的说明，方便用户了解改进和优化。 总结来看，OpenMC是一款强大且灵活的核能分析软件，通过蒙特卡罗方法进行中子和光子传输模拟，支持并行计算，拥有丰富的编程接口和核数据处理功能，同时具备严格的代码质量控制和持续的更新维护，是核能研究领域的重要工具。