张广春

基本信息 研究方向 学术新闻 业余研究 雕刻时光 新建主栏目 主要经历 名称 招生信息 名称 研究领域：核反应堆物理分析；高保真数值反应堆计算；第四代先进反应堆设计；先进中子输运计算方法；多物理耦合计算方法；大规模并行算法 招生情况：常年招收核科学与技术领域（包括核反应堆物理、反应堆热工、反应堆控制、数值计算等领域）博士及硕士生。本科为985高校的同学，不受专业限制！ 注：本人认真负责，手把手指导学生，一行行给学生教代码。每周开完组会必出去吃喝自律。向PUA说不。逐字逐句修改文章，连中文会议、本科毕设都不放过，有过往文章修改记录为证。欢迎各位卧龙凤雏加入本课题组。 本科生、硕士生文章修改记录如下： 兴趣爱好 名称 B站5位数ID拥有者，上古二次猿。 Dota-1业余选手，西安交大Dota毕业杯能动学院小组赛未出线战队成员。 青海湖环湖骑行任意路况3-7档上坡不掉链子纪录保持者。 学术成果 名称 邀请报告 张广春. 面向先进核能系统的数值模拟方法研究及应用. 中国科学院上海应用物理研究所, 上海, 2024年3月22日. 张广春. 离散纵标输运程序开发、并行算法研究及程序验证. 浙江大学, 浙江杭州, 2024年3月19日. 张广春. 2D/3D 特征线全堆中子输运计算方法. 北京应用物理与计算数学研究所（九院九所）第五届所学术年会, 河北省张家口市, 2023 年 6 月 16-19 日. 张广春. 快堆全堆输运方法 (中国核动力研究设计院邀请Workshop报告). 第十八届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2020年反应堆物理会议, 陕西西安, 2020年8月26日至2020年8月29日. 张广春. 哈尔滨工业大学在中子输运数值计算领域的研究. 第三届“核创论坛”, 陕西西安, 2021年7月1日至2021年7月3日. 代表文章： Hu Zhang, Guangchun Zhang*, Henglin Hu. Development of coarse mesh finite difference acceleration in the three-dimensional discrete-ordinates discontinuous finite element transport code TARS. Annals of Nuclear Energy, 2024, 201: 110453. Guangchun Zhang*, Hu Zhang. TARS: A Parallel Tetrahedral Discontinuous Finite Element Code for the Solution of The Discrete Ordinates Neutron Transport Equation. Annals of Nuclear Energy, 2024, 196:110242. Runhua Li, Jie Liu, Guangchun Zhang, Chunye Gong, Bo Yang, Yuechao Liang. An Efficient Heterogenous Parallel Algorithm of the 3D MOC for Multizone Heterogeneous Systems. Computer Physics Communications, 2023:108806 Yulan Zhao, Hongchun Ding, Guangchun Zhang, Haochun Zhang, Guojun Yang*, Lei Zhao. Experimental analysis of a large range of the load capacity for the axial AMB in the HTR-PM, Annals of Nuclear Energy, 2022, 177:109307. Guangchun Zhang, Congyu Hao, Kun Liu, Yulan Zhao, Hongchun Ding, Xinli Gao*, Haochun Zhang*, Ray Effects Mitigation Using the Monte Carlo First Collision Source Method and Application to the Kobayashi Benchmark Problems. Annals of Nuclear Energy, 2022, 169:108902. Guangchun Zhang, Zhifeng Li*, Marvin: A parallel three-dimensional transport code based on the discrete ordinates method for reactor shielding calculations. Progress in Nuclear Energy, 2021, 137:103786. Zhang, Qingyang; Peng, Tianji; Zhang, Guangchun; Liu, Jie*; Guo, Xiaowei; Gong, Chunye; Yang, Bo; Fan, Xukai. An Efficient Scheme for Coupling OpenMC and FLUENT with Adaptive Load Balancing. Science and Technology of Nuclear Installations, 2021, 2021: 5549602. Guangchun Zhang, Zhifeng Li*, Jie Liu*, A Linearized Coarse Mesh Finite Difference Preconditioner for the Within-Group Krylov Subspace Iteration based on Two-Dimensional Method of Characteristics, Annals of Nuclear Energy, 2020, 151:107889. Guangchun Zhang, Jie Liu, Liangzhi Cao*, Hongchun Wu, Xianbao Yuan, Neutronic Calculations of the China Dual-Functional Lithium-Lead Test Blanket Module with the Parallel Discrete Ordinates Code Hydra, Nuclear Science and Techniques 31, 74 (2020). Guangchun Zhang and Won Sik Yang*, Quadratic Axial Expansion Function with Sub-plane Acceleration Scheme for the High-Fidelity Transport Code PROTEUS-MOC, Annals of Nuclear Energy, 2020, 148:107713. Albert Hsieh, Guangchun Zhang and Won Sik Yang*, Consistent Transport Transient Solvers of the High-Fidelity Transport Code PROTEUS-MOC, Nuclear Science and Engineering, 2020, 194(7):508-540. Guangchun Zhang, Albert Hsieh, Won Sik Yang* and Yeon Sang Jung, Consistent pCMFD Acceleration Schemes of Three-dimensional Transport Code PROTEUS-MOC, Nuclear Science and Engineering, 2019, 193(8):828-853. （《NSE》三年被引次数最多文章（Most Cited Articles）） Jinsen Xie, Tianyu Hui, Yinuo Liu, Wenjie Zeng*, Guangchun Zhang*, Neutronic Design and Dynamic Analysis of A 450MWth Graphite Molten Salt Reactor Core, Annals of Nuclear Energy, 2020, 152:107984. Qingfeng Jiang, Yinuo Liu, Shoujun Yan, Wenjie Zeng*, Guangchun Zhang*, Tao Yu, Core Power Control of A Space Nuclear Reactor Based on A Nonlinear Model And Fuzzy-PID Controller, Progress in Nuclear Energy, 2021, 132:103564. Guangchun Zhang, Won Sik Yang*, Implementation of Quadratic Axial Trial Functions in the High-Fidelity Transport Code PROTEUS-MOC, EPJ Web of Conference, 2021, 247:03015. Guangchun Zhang, Hongchun Wu, Liangzhi Cao*, Youqi Zheng, Yunzhao Li, Zhouyu Liu, Study on Three-dimensional Heterogeneous Calculations of ITER Test Blanket Module with Deterministic Method, Fusion Engineering and Design, 2013, 88(5), 413-420. 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PROTEUS-MOC 程序的二阶轴向试探函数展开[C]. 第十八届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2020年反应堆物理会议, 陕西西安, 2020年8？26-29？. Guangchun Zhang, Won Sik Yang. Implementation of Quadratic Axial Trial FUnctions in the High-Fidelity Transport Code PROTEUS-MOC[C]. PHYSOR 2020: Transition to a Scalable Nuclear Future, Cambridge, United Kingdom, March 29th - April 2nd, 2020. Guangchun Zhang, Tangpei Cheng, Yuangguang Fu and Li Deng, Verification methodology and procedure of JSNT-S, PHYSOR 2016, Sun Valley, Idaho, May 1-5, 2016. Tangpei Cheng, Junxia Wei, Guangchun Zhang, Huayun Shen, Li Deng, Acceleration of Discrete Ordinates Calculations Using Parallel Partial Current Rebalance Algorithm and Algebraic Multigrid Solver, PHYSOR 2016, Sun Valley, Idaho, May 1-5, 2016. Zheng Zheng, Qiliang Mei, Hui Li, Danhua Shangguan, Guangchun Zhang, Research on Primary Shielding Calculation Source Generation Codes, EPJ Web of Conferences, 2017, 153:06015. Liangzhi Cao, Guangchun Zhang, Hongchun Wu, Youqi Zheng, A 3D neutron transport calculation method for ITER test blanket module, Transactions of the American Nuclear Society, 2012, 106:741-742. 学术新闻 新闻标题 分别受浙江大学与中国科学院上海应用物理研究所邀请作学术报告 发布时间 2024-04-07 学术新闻 新闻标题 研究成果获国家超级计算天津中心报道 发布时间 2023-10-23 天河新一代超级计算机应用成果报道——高分辨率核反应堆中子输运模拟程序开发及优化 国家超级计算天津中心 2023年10月23日 原新闻链接 核反应堆以可控链式核裂变反应为基础，将原子中蕴含的巨大能量转换为电能，具有零碳排放、功率密度高、稳定可靠的特点，在国民经济、科学研究各方面发挥了不可替代的巨大作用。中子输运方程是描述中子在反应堆内部产生、迁移、反应的偏微分方程，是对核反应堆进行研究和设计的基础。对中子输运方程的高效高分辨率求解对促进先进核反应堆的研发和部署具有重要价值和意义。 图1 “华龙一号”核电机组福建福清核电5号机组 稳态中子输运方程是一个含有6个自变量的偏微分方程，自由度高、计算量大一直是困扰着高分辨率全堆芯输运计算工程应用的难题。麻省理工学院Kord Smith教授以一个典型压水堆为例，指出全堆芯输运计算在整个相空间离散后的自由度高达1012；随后他又进一步指出，如果考虑精细燃耗计算和共振区截面处理，则总的自由度会进一步提高至1017。如此高的自由度对反应堆输运程序的计算效率和存储量都提出了巨大的挑战。因此，必须面向高计算密度型超算系统研究高效异构并行算法，才能使高分辨率中子输运计算具有工程实用价值。 哈尔滨工业大学张广春副教授联合国家超级计算天津中心的龚春叶副研究员和郑刚工程师、国防科技大学李润华等基于天河新一代超级计算机，以开源三维特征线全堆中子输运程序OpenMOC为例，研究以特征线方法为代表的核反应堆中子输运程序在高计算密度型超算上的开发及优化问题。在三维特征线计算过程中，总的运行时间由特征线输运扫描决定，输运扫描过程是指沿着某一个角度方向遍历所有空间网格的过程。本研究中，通过一种新型的三重并行算法，大大改善了特征线输运扫描的性能，该算法包括三个步骤：非阻塞通信、异步通信、向量化和指令流水线。OpenMOC中三维特征线数值算法的大部分过程都通过ACC区加速，包括特征线输运扫描、通量归一化以及标通量部分的求和。此外，本研究还做了大量优化以进一步释放MT-3000架构的潜力，例如开发数据重用算法大大减少重复数据访问，使用汇编语言实现内核计算过程，以及将BLAS-1的一些密集计算移植到ACC区集群。 本研究采用三维C5G7基准问题来验证我们提出的针对天河新一代超级计算机的三维特征线异构优化算法。数值测试表明，与基于MT-3000通用区（16个CPU核）的原始版本相比，Quarter-MT-3000实现了23.4倍的加速。而特征线输运扫描过程的Quarter-MT-3000性能可以达到峰值性能的23.6%，接近我们性能模型预测的上限。从2到8192个处理器的弱可扩并行效率高于60%。数值实验结果表明，三维特征线算法在MT-3000平台上可以达到非常高的性能。 图2 三重并行算法示意图 图3 弱扩展性测试结果 基于三重并行算法的高性能三维特征线反应堆中子输运计算方法的成功研发，有效验证了天河新一代超级计算机系统硬件环境和异构编程模型的易用性、通用性和鲁棒性。该研究也是我国新一代超级计算机系统和高性能大规模并行算法在核反应堆领域典型应用示范，助力核反应堆全堆高分辨率高保真计算。 同时，基于本研究成果撰写的论文“An e？cient heterogeneous parallel algorithm of the 3D MOC for multizone heterogeneous systems”发表于高性能计算领域一区TOP期刊《Computer Physics Communications》。 注1：国家超级计算天津中心积极探索在清洁能源领域发展，与能源领域内的重要单位均建立了深远的合作关系，在资源服务、项目合作、科学研究和工程化探索方面均取获得业内认可。 注2：“华龙一号”是我国核电走向世界的“国家名片”，是当前核电市场接受度最高的三代核电机型之一，是我国核电企业研发设计的具有完全自主知识产权的三代压水堆核电创新成果，满足国际最高安全标准，完全具备批量化建设能力，已成为中国为世界贡献的三代核电优选方案。 张鹄同学第一次参加学术会议就获得优秀论文奖！属实优秀！ 名称 本科同学扈恒霖参加2023年4月第十六届蒙卡会议 名称 个人新闻 新闻标题 获得美国核学会期刊《Nuclear Science and Engineering》Most Cited Articles荣誉！ 发布时间 2021-12-9 与美国密歇根大学Albert Hsieh博士、Won Sik Yang教授以及阿贡国家实验室Yeon Sang Jung博士合作的文章“Consistent pCMFD Acceleration Schemes of the Three-Dimensional Transport Code PROTEUS-MOC”获得美国核学会下属著名期刊《Nuclear Science and Engineering》过去三年“被引次数最多（Most Cited Articles）”殊荣！ 网址链接：https://www.tandfonline.com/action/showMostCitedArticles?journalCode=unse20 更新时间：2021-12-9 网站截图： 反应堆物理分析 名称 反应堆物理分析（Reactor Physics Analysis）是研究核反应堆工作原理、设计、分析和运行的科学领域。它是核工程的一个重要分支，主要关注核反应堆中的中子行为、核反应过程、燃料行为、核燃料周围的材料特性以及热工水力学等方面。反应堆物理分析的目标是确保核反应堆的安全和高效运行，并为反应堆的设计和改进提供理论依据。 反应堆物理主要包括以下几个方面： 中子输运：中子在反应堆内的产生、传播、吸收和散射行为是反应堆物理的核心。中子输运方程描述了这些过程，反应堆物理学家使用各种数值方法（如蒙特卡洛模拟和确定论方法）来求解中子输运方程。 反应堆动力学：研究反应堆在正常运行和事故状况下的瞬态响应。这包括了解如何控制和调节反应堆功率，以及如何预测和分析反应堆在各种情况下的行为。 燃料行为：研究反应堆燃料的热力学和力学性能，以及它们随着燃烧和辐照时间的演变。这包括研究燃料的裂变产物、气体释放、热传导和结构完整性等方面。 辐射防护和屏蔽：研究如何设计和评估反应堆的屏蔽结构，以保护人员和环境免受辐射损害。这涉及到对辐射源、屏蔽材料和屏蔽结构的计算和分析。 反应堆设计和优化：基于上述各个方面的研究，反应堆物理学家会参与到反应堆的设计、改进和评估工作中，以确保其在安全、经济和可靠的前提下满足设计指标和运行要求。 反应堆物理分析是确保核能领域可持续发展的重要支柱，它为核反应堆的设计、建造、运行和监管提供了关键的理论支持。 本人的研究方向主要集中在以下几个方面： 高保真数值反应堆 名称 作为研发主力参与有限元与特征线方法耦合全堆输运方法建立和PROTEUS-MOC程序开发，在高阶有限元特征线耦合方法、TLPCMFD加速算法和IQS、PCQS准静态方法等方面开展了研究工作。 TREAT试验堆计算结果 反应堆屏蔽 名称 基于离散纵标方法开发了反应堆屏蔽分析程序Marvin，实现了多种离散格式，多种先进数值迭代算法。C%2B%2B与Fortran混编，开放Python API，满足用户二次开发需求。经过VENUS-3和HBR-2国际基准题验证，具有较高的计算精度。 VENUS-3基准题建模 VENUS-3基准题计算结果 先进中子输运算法 名称 开展了离散纵标间断有限元方法和并行算法研究，研制了并行输运计算程序TARS，基于Takeda基准题进行了初步验证和并行性能测试。 Takeda基准题model-2测试 Takeda基准题model-4测试 面向核反应堆的ChatGPT极限压力测试研究 名称 空间核反应堆ChatGPT问答 后续 欢迎大师兄&欢迎新成员！俄餐&喝茶&下棋&哈尔滨citywalk 名称 又是自律的一天。哈尔滨就没有地道的湘菜。 名称 有大师兄自远方来 名称 烤个羊腿 名称 简单撸个串 名称 周五是组会和Pizza时间 名称