MCNP

Эта статья находится на начальном уровне проработки, в одной из её версий выборочно используется текст из источника, распространяемого под свободной лицензией
Материал из энциклопедии Руниверсалис
Monte Carlo N-Particle Transport Code
Скриншот программы Monte Carlo N-Particle Transport CodeСрез фантома головы человека в графическом интерфейсе MCNP
Тип Вычислительная физика
Математическое моделирование
Разработчик Лос-Аламосская национальная лаборатория
Операционная система кроссплатформенное ПО
Последняя версия MCNP 6.2 (2018[1])
Лицензия индивидуальная[2]
Сайт mcnp.lanl.gov

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)[3]. 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 12С и т. д.). Её первая версия стала доступна в ноябре 1999 года[3]. Последняя выпущенная версия 2.7.0[4]. 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[5].

Работа с программой MCNP требует индивидуальной лицензии[6]. 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

  1. ↑ Архивированная копия. Дата обращения: 1 августа 2018. Архивировано 16 февраля 2018 года.
  2. ↑ Proof of MCNP license Архивировано 17 октября 2014 года.
  3. ↑ 3,0 3,1 Initial MCNP6 Release Overview — MCNP6 version 1.0. Дата обращения: 14 июня 2013. Архивировано 12 декабря 2016 года.
  4. ↑ MCNPX Source Code Page. Дата обращения: 4 октября 2014. Архивировано 14 февраля 2013 года.
  5. ↑ Волков Ю. В., Колесов В. В., Украинцев В. Ф. Расчеты выгорания топлива с использованием программы MCNP // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. — 2004. — № 2. — С. 71. Архивировано 11 октября 2014 года.
  6. ↑ Usage of the MCC Computer Cluster Архивная копия от 15 октября 2014 на Wayback Machine - Paul Scherrer Institut (англ.)

Ссылки

Источник — https://xn--h1ajim.xn--p1ai/index.php?title=MCNP&oldid=3098998