OpenMC 0.13.0 核能软件用户手册

简介：
《OpenMC 0.13.0 核能软件用户手册》为用户提供详细的指导与文档，帮助理解并操作OpenMC软件进行核反应堆设计与分析。 OpenMC 是一个由社区开发的蒙特卡罗中子与光子传输代码。它能够执行固定源、k 特征值以及次临界乘法计算，并支持使用构造实体几何或 CAD 表示进行模型建立。灵活高效的计数系统可以对各种物理量进行计数和分析。 OpenMC 可以采用混合 MPI 和 OpenMP 编程模型并行运行，已在领先的超级计算机上进行了广泛测试。其独特之处在于拥有丰富的、可扩展的 Python 和 C/C++ 编程接口，支持程序前处理及后处理、多组横截面生成、工作流自动化、燃耗计算以及几何和计数结果可视化。 除了核心蒙特卡罗传输求解器及其相关 API 外，OpenMC 还包括一个基于 Python 的核数据接口。该接口允许高级用户在 ENDF、ACE 和 OpenMC 本地 HDF5 文件上进行检查、修改及执行各种类型的核数据处理操作。 为了确保代码的质量和准确性，开发团队建立了一个支持基础设施，其中包括持续集成测试以及自动化的关键基准模拟、跨代码比较和性能测试。