Interested Article - MCNP

Monte Carlo N-Particle Transport Code ( MCNP ®) — семейство программ для моделирования процесса переноса ионизирующего излучения (нейтронов, фотонов, электронов и др.) в материальных системах с использованием методов Монте-Карло . Разработана в Лос-Аламосской национальной лаборатории (Los Alamos National Laboratory) в США на языках программирования ANSI С и FORTRAN (90 и 95).

Программа моделирует взаимодействие частиц (нейтронов, фотонов и электронов) с веществом системы. Рассматриваются реакции рассеяния и захвата, а также деления ядер нейтронами. Генерирует источник вторичных частиц, образующихся в ядерных реакциях (нейтроны деления, фотоны, электроны) или при электрон-электронном взаимодействии. Программа не рассматривает распад нестабильных ядер и их излучение ^{[

уточнить

]} .

Используется для решения задач в области физики ядерных реакторов, радиационной защиты, радиационной медицины.

MCNP5

История MCNP берёт своё начало в 1950-е — 1960-е годы, когда в ЛАНЛ были разработаны программы MCS, MCN (моделирование распространения нейтронов в трёхмерной геометрии), MCP (расчёт переноса фотонного излучения с энергией выше 1 кэВ) и MCG (расчёт переноса гамма-излучения) . В 1973 году были объединены программы MCN и MCG. Так появился предвестник MCNP — программа MCNG. В 1983 году вышла первая версия, написанная на языке Фортран 77. В 2001 году началась разработка новой версии MCNP, которая поддерживает полноценный параллелизм с использованием протоколов MPI и OpenMP . MCNP5 поддерживает платформы IRIX , DEC Alpha , AIX , SPARC , x86 ( GNU / Linux и Microsoft Windows ). Начиная с 5 версии в MCNP появилась возможность моделировать фотоядерные реакции с образованием нейтронов, использующая библиотеки сечений фотоядерных реакций.

MCNPX

В ЛАНЛ разработана программа MCNPX, являющаяся сочетанием транспортного кода MCNP с программой LAHET, предварительно моделирующей расщепление ядер мишени под действием таких «снарядов» как, например, протоны и легкие ядра (альфа-частицы, ядра ¹² С и т. д.). Её первая версия стала доступна в ноябре 1999 года . Последняя выпущенная версия 2.7.0 . После неё программы MCNP5 и MCNPX были объединены в MCNP 6.

Программа MCNP позволяет судить о степени критичности ядерной системы. Программы MCNP/MCNPX также могут использоваться для расчетов наработки различных ядерных материалов и попадают под экспортные ограничения Министерства энергетики США , а доступ к этим программам (платный в общем случае) предоставляется по выполнению ряда требований.

Применение программы MCNP возможно с помощью входного файла, который содержит информацию о трехмерном строении изучаемой экспериментальной установки, о местоположении и характеристиках источника излучения и запрос об интересующих потоках и других физических величинах .

Работа с программой MCNP требует индивидуальной лицензии . Решение о предоставлении лицензии принимается центром по информации о радиационной безопасности США ( англ. Radiation Safety Information Computational Center (RSICC) ). Программа может предоставляться бесплатно сотрудникам Министерства энергетики США и ряду отдельных категорий исследователей.

См. также

Примечания

. Дата обращения: 1 августа 2018. 16 февраля 2018 года.
17 октября 2014 года.
↑ . Дата обращения: 14 июня 2013. 12 декабря 2016 года.
. Дата обращения: 4 октября 2014. 14 февраля 2013 года.
Волков Ю. В. , Колесов В. В. , Украинцев В. Ф. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. — 2004. — № 2 . — С. 71 . 11 октября 2014 года.
от 15 октября 2014 на Wayback Machine - Paul Scherrer Institut (англ.)