Точки состояния OpenMC и подсчет ⇐ Python

[Anonymous]

OpenMC — это программное обеспечение с открытым исходным кодом на языке C++ для расчетов переноса нейтронов.
openmc — одноименная библиотека Python, которая связывает Python с OpenMC.
У меня нет опыта работы с OpenMC и пытался выяснить из документа, примеров и форумов/вопросов в Интернете. У меня нет знаний в C++, и я пытался разобраться в привязках Python.
После запуска OpenMC результат можно получить, используя:

Код: Выделить всё

output_file = "./output/statepoint.150.h5"
sp = openmc.StatePoint(output_file)
print("Present", sp.tallies_present)

Моя проблема заключается в следующем:
Когда я запускаю моделирование, в результирующем файле состояния h5 нет объектов подсчета (tally_present > 0 возвращает False) . Перед запуском openmc у меня есть файлы Geometry.xml, Settings.xml, Materials.xml и Tallys.xml. Я ожидал, что файл состояния будет содержать подсчет, поскольку я определил его заранее с помощью openmc (Python). Поэтому я пришел к выводу, что некоторые из моих настроек неверны.

• Каковы требования, чтобы подсчет был «правильным»?
• В каких условиях openmc может работать с файлом Tallies.xml в папке и не иметь счетчика в файле Statepoint h5?
• Какие способы я могу изучить, чтобы понять, почему мой счетчик является неправильным и устранить неполадки?
• Может ли кто-нибудь написать фрагмент кода для подсчетов/подсчетов (и необходимых объектов) в openmc (Python) или Tallies.xml, который я могу добавить к любому запущенному моделированию, чтобы протестировать?

Что я пробовал:

• Примеры на github openmc
• Jupyter в openmc-notebooks/post-processing.ipynb

А затем попытался построить правильный файл Tallies.xml.

Подробнее здесь: https://stackoverflow.com/questions/787 ... -and-tally