OpenMC 例題
OpenMCは、中性子臨界計算に特化したモンテカルロ粒子輸送シミュレーション・コードです。2次曲面を持つ構成的ソリッド形状に基づく3次元モデルのシミュレーションが可能である。粒子間相互作用のデータは、MCNPやSerpentモンテカルロコードでも使用されているACE形式の断面積に基づいています。2次曲面を持つ構成的固体形状に基づく3次元モデルをシミュレートします。
この例題は、Rescale上のOpenMCとMPICHを使ったテストスイートからのハイブリッド例ジョブです。
Simulation Code | OpenMC 0.6.0 |
Analysis Type | Monte Carlo particle transport simulation |
Description | An example based on the test “test_source_energy_maxwell”. |
Suggested Hardware | Titanium / 20 cores |
Command |
mpirun -f $HOME/mpd.hosts -n 2 -ppn 1 openmc -s 8 $(pwd) |
Estimated Run Time | 1 minute |