基于Actor模型的众核数据流硬件架构探索

超大规模AI模型的分布式训练对芯片架构的通信能力和可扩展性提出了挑战。晶圆级芯片通过在同一片晶圆上集成大量的计算核心和互联网络,实现了超高的计算密度和通信性能,成为了训练超大规模AI模型的理想选择。AMCoDA是一种基于Actor模型的众核数据流硬件架构,旨在利用Actor并行编程模型的高度并行性、异步消息传递和高扩展性等特点,在晶圆级芯片上实现AI模型的分布式训练。AMCoDA的设计包括计算模型、执行模型和硬件架构3个层面。实验表明,AMCoDA能广泛支持分布式训练中的各种并行模式和集合通信模式,灵活高效地完成复杂分布式训练策略的部署和执行。

核数据引起的研究堆有效增殖因子计算不确定度量化

为了深入研究核数据不确定度对JRR-3M研究堆有效增殖因子计算的影响,建立了一套基于蒙特卡罗法的核数据不确定度量化流程。具体方法为:使用核数据扰动软件SANDY扰动目标核素的重要反应道生成扰动文件,再通过核数据加工软件NJOY对扰动文件进行处理,最终利用核反应堆物理模拟软件OpenMC进行蒙特卡罗模拟。针对JRR-3M研究堆的控制棒全插、反应堆临界、控制棒全拔三种运行工况,对多个关键核素(如235U、238U、Hf等)的核数据不确定度给有效增殖因子计算带来的影响进行了详细分析。研究结果表明,177Hf、235U、1H、27Al的核数据不确定度对JRR-3M有效增殖因子具有显著影响。临界、控制棒全插和控制棒全提这3种工况下,核数据不确定引起的有效增殖因子总不确定度分别为660.8×10^(-5)、588.5×10^(-5)、708.4×10^(-5)。在各个工况下,235U的次级粒子能量分布的影响都是最大的。研究发现,对以铪为主要组成材料的控制棒内,只有177Hf的核数据不确定度起主要影响。

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL-3.2以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL-3.2在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。

中国核数据研究进展及未来展望

核数据作为核基础研究与核工程及核技术应用之间的桥梁,是核能开发、核技术应用的重要基础。经过60多年的发展,我国建立了包括实验测量、微观评价、理论计算、建库及宏观检验在内“小规模、高水平、有特点”的核数据研究体系,取得了大量高水平的研究成果,完成了多期核数据研究任务,为我国核科技的发展提供了高质量的核数据支撑,同时也为我国的核能开发、核技术发展提供大量的基础核数据服务。本文简要介绍了我国核数据工作的历史贡献以及近年来取得的进展,并对我国核数据的未来发展进行了展望。

基于CENDL-3.2评价核数据库的多群截面制作方法

针对中国核数据中心发布的最新版中子评价核数据库CENDL-3.2,首先深入研究了与多群截面产生相关的两体及多体动力学理论,推导了可直接应用的理论公式,深入分析了CENDL-3.2中不同核素,不同反应道数据类型之间的关系,自主开发了多群截面产生程序GroupXS。利用GroupXS处理CENDL-3.2产生了多群截面,并利用NJOY/GROUPR模块进行了验证。计算结果表明:GroupXS可处理CENDL-3.2中用于产生多群截面的所有中子反应和数据格式,可为后续反应堆物理计算提供精确的多群截面常数。通过GroupXS与GROUPR分别处理CENDL-3.2的结果对比发现,两个程序产生的多群注量和多群截面的相对偏差均小于0.01%,多群散射矩阵的相对偏差基本上小于0.1%。同时,选取了部分快临界基准进行验证,快临界基准有效增殖因子绝对偏差小于4×10-4。研究发现,利用NJOY2016处理ENDF/B-VII.1和ENDF/B-VIII.0评价核数据库计算得到92Mo和98Mo核素的kerma因子在部分能群出现负值,不符合物理事实,而基于CENDL-3.2的计算结果更合理。

核数据调整方法研究现状与发展

随着计算程序与输运理论的不断发展,核数据的不确定度已经成为反应堆物理计算主要不确定度来源。核数据调整方法利用高精度的积分实验信息和协方差数据对多群常数或微观评价数据进行定量调整,能够有效降低核数据的不确定度,提高反应堆物理计算精度。该文介绍核数据调整方法的基本原理,总结国内外核数据调整方法发展的现状,并对我国核数据调整方法的未来发展方向提出意见。

我国核数据实验研究进展

核数据,尤其是中子核数据,是国防建设、核能发展及核技术应用的基础,同时在核物理基础研究中也发挥重要作用。核数据的质量直接影响相关装置及产品的有效性、安全性、可靠性和经济性。实验数据是相关理论模型发展及核数据库研制的基础,因此,核数据实验研究在核数据研究中占有极其重要的地位。我国的核数据实验研究始于20世纪中期,经过数十年的发展,取得了丰硕的成果。本文将简要介绍我国核数据实验研究取得的进展,并尝试展望未来的发展。

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。

中国评价核数据库第二版(CENDL-2)

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２），包含从Ｈ到中的５４个重要核的全套评价中子核数据，中子能区为１０－５２０ＭｅＶ。它是在ＣＥＮＤＬ－１基础上，进行更新评价、扩展能区、扩充核素和数据种类；按国际标准格式建立计算机化核数据库；改进和发展理论计算、评价处理的有关方法和技术，研制配套相应的计算程序和基准检验程序系统；评价分析和理论计算细致，部分核的评价有自己的特色，较国际上先进的评价核数据库有所改进，有些评价数据还被这些先进库所采用。国际原子能机构已把ＣＥＮＤＬ－２作为国际上最先进的５个主要评价核数据库之一向世界各国发行，提供使用。

基于核数据调整基准例题的235U协方差数据测试

核数据协方差是评估核装置设计不确定度和核数据调整的重要输入,直接影响设计不确定度量化评估和核数据调整的结果。为测试基于不确定度源项分析和线性最小二乘法评价的235 U平滑区协方差数据的合理性,采用OECD/NEA WPEC/SG33提出的核数据调整基准例题和自主研发的核数据调整程序NDAC,开展了以JENDL-4.0库为基础的核数据调整测试,得到了应用了235 U cov版235 U数据的调整结果。测试结果显示,235 U cov版235 U数据的非弹性散射截面协方差不合理,阈能附近的不确定度过大;裂变和俘获截面的不确定度偏小。

虚拟多核数据采集技术的研究

提出了一种主要通过软件来拓宽数据采集仪动态范围的方法:虚拟多核数据采集技术。该方法利用1个A/D,对同一个输入信号进行多路连续扫描采集;然后由软件按照一定的规则对所采集到的数据再进行2次重采样,达到拓宽动态范围的目的。相比多核数据采集方法,该方法主要由软件来间接提高A/D的分辨率,具有成本低、可修改性强等优点;相比单核数据采集仪,该方法可使采集仪在高采样率工作时也能得到高的分辨率和大的动态范围。实验仿真结果表明方法理论上是可行的。

先进裂变核能的关键核数据测量和CSNS白光中子源

在设计加速器驱动的次临界系统(ADS)、核废料嬗变装置及钍基熔盐堆时亟需一些关键核数据,当前核数据库受实验条件或中子能区的限制,存在核数据精度不高甚至少部分核素数据缺失的情况。本文综述了国内外相关的核数据研究和相应的白光中子源情况。基于中国散裂中子源(CSNS)的反角通道白光中子源实验终端的中子束流具有非常宽的能谱(0.01eV～200 MeV)和很好的时间特性。模拟得到距靶80m处的实验终端的中子注量率为9.3×106 cm-2.s-1,1eV～1MeV能量间隔内的中子数占总中子数的53%;同时,加速器运行在双束团模式或单束团模式,时间分辨率均在0.3%～0.9%之间,适合开展核数据测量。

熔盐冷却球床堆核数据不确定性对K_∞的影响

熔盐冷却球床堆是当前国际上一种先进的研究堆型,其冷却剂及燃料元件材料均不同于发展较成熟的轻水堆,因此对核数据不确定性及由此引起的K∞不确定度进行评估十分必要。利用目前国际上常采用的敏感性和不确定性分析软件可实现上述目的。对单球模型分析结果表明,核数据不确定性引起的K∞不确定度约0.6%。7 Li(n,γ)反应截面不确定度约14.7%,对应的K∞不确定度最大;反应截面不确定性紧随其后的是燃料球石墨、包覆颗粒C及F等。由于235 U和238 U反应最敏感,因此对应的K∞不确定度仅次于7 Li。对于熔盐冷却球床堆,核数据精确性特别是7 Li(n,γ)反应截面需进一步提高。

多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响

核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一。基于所需抽样核数据的协方差矩阵开发了随机抽样模块(Stochastic Sampling,SAMP),在此基础上利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)软件包实现了混合法和随机抽样法两种不确定性分析方法,以研究多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响。以3×3假想堆芯为对象,对两种方法进行了验证,然后应用于国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)燃料管理基准题中的Almaraz核电厂首循环堆芯。分析结果表明,两种方法结果符合良好,Almaraz核电厂堆芯keff不确定性约为0.5%,堆芯径向和轴向功率的最大不确定性分别为1.9%和0.45%。

熔盐实验堆核数据引起反应性参数不确定度分析

反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE6.1程序中TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation in Three Dimensions)和TSAR(Tool for Sensitivity Analysis of Reactivity Responses)模块,结合自带44群协方差数据库,分析了熔盐实验堆反应性相关参数。给出核数据不确定度导致寿期初和寿期末k_(eff)、控制棒价值及温度反应性不确定度分别为522×10^(-5)、506×10^(-5)、96.70×10^(-5)和8.90×10^(-5)。结合灵敏度系数和核数据的标准偏差分析,结果显示:对k_(eff)影响较大的核素及反应道为235U()、(n,γ)、^(238)U(n,γ)、C-graphite(n,el)、~7Li(n,γ)、^(239)Pu()、(n,f)和^(135)Xe(n,γ)等核反应数据;对控制棒价值和温度反应性影响比较大的核素及反应道为^(19)F(n,el)、^(58)Ni(n,γ)、~6Li(n,t)等核反应数据。

基于掌上型电脑的核数据采集系统的研究

针对目前数据采集系统的现状 ,对基于掌上型电脑的数据采集系统进行了研究。介绍了掌上型电脑的特点、WindowsCE环境下的程序开发 ,以及以掌上电脑为主机的数据采集系统的方案。

基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP(WIMSD library update project)基准题、国际临界安全基准题ICSBEP(international criticality safety benchmark evaluation project)等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。

混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。