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MCNP程序是由美国Los Alamos国家实验室研制的一个大型、多功能的粒子输运蒙特卡罗程序,可计算任意三维复杂几何系统内的中子、光子、电子或中子-光子-电子耦合输运问题,还可计算临界系统的多种本征值问题。MCNP程序的用户遍及全球,国内用户保守估计也在百家以上,过去主要应用在核科学领域,如今已推广到包括医学在内的许多领域。由于蒙特卡罗计算具有数据独立、循环粒度大、负载均衡的特性。因此,很适合作并行计算。虽然从MCNP-4A程序开始,MCNP程序具有了PVM并行计算功能,但并行系统的开发一直存在这样那样的问题,以致无法正常运行。由于MCNP程序有巨大的计算需求和计算量,我们每年使用MCNP程序完成的计算量就超过万CPU小时。许多问题采用串行计算,时间周期太长。因此,迫切需要研究缩短计算周期的并行程序。 相似文献
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BNCT优化网格设计及相关算法研究 总被引:2,自引:0,他引:2
用MCNP蒙特卡罗程序模拟了硼中子俘获治疗(BNCT)3种国际基准网格模型, 并与
修正的Snyder椭球模型进行了比较. 在此基础上, 给出了一种保质量守恒、内存量少、易于产生输入文件的4种基本材料成分的BNCT网格模型. 计算结果表明, 在4mm网格下, 新模型可以达到基准模型的精度; 根据解析模型剂量随深度的变化规律, 研究构造了多网格组合模型, 在重要区域计算精度不损失的条件下, 计算时间大大缩短. 最后研究给出了一个既保证精度、又在可接受的时间内完成剂量计算的模型、样本数和相应的算法, 它基本上满足临床BNCT的要求. 相似文献
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在反应堆pin-by-pin精细建模及蒙特卡罗模拟计算研究中, 由于不同栅元的功率密度差异较大, 导致蒙特卡罗方法临界计算的样本在不同栅元之间的分配不均衡, 由此引起栅元内的各种计数的统计误差差异较大. 为使大部分栅元内计数的统计误差降至一个合理的水平, 单纯增加总样本已不是一个高效的解决方法. 通过在特定临界计算迭代算法的基础上改进并实现均匀裂变源算法的思想, 对大亚湾压水堆pin-by-pin模型取得了具有较高效率的数值结果. 本工作为具有自主知识产权的蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT最终达到反应堆pin-by-pin模型(包括一系列国际基准模型)的模拟性能要求提供了一个有效的工具. 相似文献
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反应堆屏蔽计算是评估核电站安全性能的基础,是指导电站设计、运行的重要手段之一。JSNT程序是中物院高性能数值模拟软件中心研制的大规模并行离散纵标输运程序,具有较高的计算精度和计算效率。利用JSNT程序对某压水堆进行了建模计算,给出了中子通量密度的分布结果,并与实验测量值进行了对比。对比结果显示:无论是采用S8计算还是S16计算,计算结果都能满足工程要求;相比S8而言,采用S16计算可以显著提高计算精度,能够将某些测点处的相对误差降至1%以内。 相似文献
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