def test_boundary_type_setter(self):
rectprism = openmoc.RectangularPrism(1, 2, .5, 1.5, 3, 2.5)
rectprism.setBoundaryType(openmoc.VACUUM)
min_btx = rectprism.getMinXBoundaryType()
self.assertEqual(min_btx, openmoc.VACUUM)
def test_constructor(self):
rectprism = openmoc.RectangularPrism(1, 2, .5, 1.5, 3, 2.5)
self.assertEqual(rectprism.getMinX(), 0)
self.assertEqual(rectprism.getMinY(), .5)
self.assertEqual(rectprism.getMinZ(), 1)
self.assertEqual(rectprism.getMaxX(), 1)
self.assertEqual(rectprism.getMaxY(), 2.5)
self.assertEqual(rectprism.getMaxZ(), 4)
###############################################################################
# Creating Materials
###############################################################################
openmoc.log.py_printf('NORMAL', 'Importing materials data from HDF5...')
materials = openmoc.materialize.load_from_hdf5('c5g7-mgxs.h5', '../')
###############################################################################
# Creating Surfaces
###############################################################################
openmoc.log.py_printf('NORMAL', 'Creating surfaces...')
boundary = openmoc.RectangularPrism(40., 40.)
boundary.setBoundaryType(openmoc.VACUUM)
###############################################################################
# Creating Cells
###############################################################################
openmoc.log.py_printf('NORMAL', 'Creating cells...')
water_cell = openmoc.Cell(name='water')
water_cell.setFill(materials['Water'])
root_cell = openmoc.Cell(name='root cell')
root_cell.setRegion(boundary)
###############################################################################
# Creating Materials
###############################################################################
openmoc.log.py_printf('NORMAL', 'Importing materials data from HDF5...')
materials = openmoc.materialize.load_from_hdf5('c5g7-mgxs.h5', '../')
###############################################################################
# Creating Surfaces
###############################################################################
openmoc.log.py_printf('NORMAL', 'Creating surfaces...')
boundary = openmoc.RectangularPrism(4., 4.)
boundary.setBoundaryType(openmoc.PERIODIC)
zcylinder = openmoc.ZCylinder(x=0.0, y=0.0, radius=0.3, name='fuel pin')
###############################################################################
# Creating Grid Spacer
###############################################################################
outer_box = openmoc.RectangularPrism(1.00, 1.00)
inner_box = openmoc.RectangularPrism(0.96, 0.96)
inner_complement = openmoc.Complement()
inner_complement.addNode(inner_box)
grid_spacer_region = openmoc.Intersection()
grid_spacer_region.addNode(outer_box)
self.root_universe.addCell(self.root_cell)
def getRootUniverse(self):
return self.root_universe
# Initialize FuelAssembly classes
fuelStack = []
for n in range(Nmat):
x = FuelAssembly()
x.setUniverse(uox40_array[n], gd_array[n])
# Create planes to bound the entire geometry
boundary = openmoc.RectangularPrism(21.42, 21.42)
boundary.setBoundaryType(openmoc.REFLECTIVE)
x.setRootUniverse(boundary)
fuelStack.append(x)
# ## Run the big XS generation loop
# In[ ]:
import numpy as np
# Aggregate the total cross sections for each Material
# into a dictionary to pass to the mesh tally
domains_to_coeffsF = {}
domains_to_coeffsT = {}