Из Википедии, бесплатной энциклопедии
  (Перенаправлено из MCNP )
Перейти к навигации Перейти к поиску
MCNP
Разработчики)LANL
Стабильный выпуск
MCNP6.2 / 5 февраля 2018 г . ; 3 года назад [1] ( 2018-02-05 )
Написано вФортран 90
Операционная системаКроссплатформенность
ТипВычислительная физика
Лицензияhttps://rsicc.ornl.gov/
Веб-сайтmcnp .lanl .gov

Монте-Карло N-Particle Transport ( MCNP ) [2] - это универсальный код переноса излучения Монте-Карло с непрерывной энергией, обобщенной геометрией, зависящий от времени, разработанный для отслеживания многих типов частиц в широком диапазоне энергий и разработанный Лос-Аламосская национальная лаборатория . Конкретные области применения включают, помимо прочего, радиационную защиту и дозиметрию, радиационную защиту , радиографию , медицинскую физику, безопасность ядерной критичности , проектирование и анализ детекторов, ядерный каротаж нефтяных скважин , проектирование мишеней ускорителей , деление иПроектирование, дезактивация и снятие с эксплуатации термоядерного реактора . Код обрабатывает произвольную трехмерную конфигурацию материалов в геометрических ячейках, ограниченных поверхностями первой и второй степени и эллиптическими торами четвертой степени.

Обычно используются точечные данные поперечного сечения, хотя доступны и групповые данные. Для нейтронов учитываются все реакции, указанные в конкретной оценке сечения (например, ENDF / B-VI). Тепловые нейтроны описываются как моделью свободного газа, так и S (α, β) моделями. Для фотонов код учитывает некогерентное и когерентное рассеяние, возможность флуоресцентного излучения после фотоэлектрического поглощения, поглощение при рождении пар с локальным излучением аннигиляционного излучения и тормозное излучение. Модель непрерывного замедления используется для переноса электронов, которая включает позитроны, k-рентгеновское излучение и тормозное излучение, но не включает внешние или самоиндуцированные поля.

Важные стандартные функции, которые делают MCNP очень универсальным и простым в использовании, включают мощный общий источник, источник критичности и наземный источник; как геометрические, так и выходные тальплоттеры; богатая коллекция методов уменьшения дисперсии; гибкая структура подсчета; и обширный набор данных поперечного сечения.

MCNP содержит множество гибких счетчиков: поверхностный ток и поток, объемный поток (длина трека), точечные или кольцевые детекторы, нагрев частиц, нагрев делением, счет высоты импульса для энергии или осаждения заряда, счетчики сетки и счетчики радиографии.

Ключевое значение, которое обеспечивает MCNP, - это возможность прогнозирования, которая может заменить дорогостоящие или невозможные для выполнения эксперименты. Он часто используется для разработки крупномасштабных измерений, обеспечивая значительную экономию времени и средств для сообщества. Последняя версия кода MCNP от LANL, версия 6.2, представляет собой часть набора синергетических возможностей, каждая из которых разработана LANL; он включает оцененные ядерные данные (ENDF) и код обработки данных, NJOY. Высокая уверенность международного сообщества пользователей в прогностических возможностях MCNP основана на его производительности с наборами тестов для проверки и проверки, сравнениями с кодами предшественников, автоматическим тестированием, лежащими в основе высококачественными ядерными и атомными базами данных и значительными испытаниями, проводимыми его пользователями.

История [3] [ править ]

Метод Монте-Карло для переноса радиационных частиц зародился в LANL еще в 1946 году. Создателями этих методов были доктора наук. Станислав Улам, Джон фон Нейман, Роберт Рихтмайер и Николас Метрополис. [4] Монте-Карло для переноса излучения был придуман Станиславом Уламом в 1946 году, когда он играл в пасьянс, выздоравливая после болезни. « Потратив много времени на попытки оценить успех с помощью комбинаторных вычислений, я подумал, может ли более практичный метод ... может быть, состоит в том, чтобы выложить его, скажем, сто раз, и просто наблюдать и подсчитывать количество успешных игр ». В 1947 году Джон фон Нейман направил Роберту Рихтмайеру письмо, в котором предлагал использовать статистический метод для решения задач диффузии и размножения нейтронов в устройствах деления. [5] Его письмо содержало 81-шаговый псевдокод и было первой формулировкой вычисления Монте-Карло для электронной вычислительной машины. Предположения фон Неймана были следующими: зависящие от времени, непрерывно-энергетические, сферические, но изменяющиеся в радиальном направлении, один делящийся материал, изотропное рассеяние и образование деления, а также множественности деления 2, 3 или 4. Он предложил 100 нейтронов каждый для 100 столкновения и оценили вычислительное время в пять часов на ENIAC [6] [ круговая ссылка ]. Рихтмайер предложил учитывать множественные делящиеся материалы, отсутствие зависимости спектра деления от энергии, множественность одиночных нейтронов и выполнение вычислений в течение компьютерного времени, а не количества столкновений. Код был завершен в декабре 1947 года. Первые расчеты были выполнены в апреле / ​​мае 1948 года на ENIAC.

Ожидая физического перемещения ENIAC, Энрико Ферми изобрел механическое устройство под названием FERMIAC [7], чтобы отслеживать движение нейтронов через делящиеся материалы методом Монте-Карло. Методы Монте-Карло для переноса частиц были движущей силой вычислительных разработок с момента появления современных компьютеров; это продолжается и сегодня.

В 1950-х и 1960-х годах эти новые методы были организованы в серию специализированных кодов Монте-Карло, включая MCS, MCN, MCP и MCG. Эти коды были способны транспортировать нейтроны и фотоны для специализированных приложений LANL. В 1977 году эти отдельные коды были объединены, чтобы создать первый обобщенный код переноса частиц излучения методом Монте-Карло, MCNP. [8] [9] В 1977 году MCNP был впервые создан путем слияния MCNG с MCP для создания MCNP. Первым выпуском кода MCNP была версия 3, выпущенная в 1983 году. Она распространяется Информационным вычислительным центром радиационной безопасности в Ок-Ридже, штат Теннесси.

Монте-Карло N-Particle eXtended [ править ]

Монте-Карло N-Particle eXtended (MCNPX) также был разработан в Лос-Аламосской национальной лаборатории и способен моделировать взаимодействие частиц 34 различных типов частиц (нуклонов и ионов) и более 2000 тяжелых ионов практически при всех энергиях, [10] включая те, которые смоделированы MCNP.

Оба кода могут использоваться для оценки критичности ядерных систем и , помимо прочего, для определения доз от источников .

MCNP6 - это слияние MCNP5 и MCNPX. [10]

См. Также [ править ]

Заметки [ править ]

  1. ^ «Примечания к выпуску MCNP6.2» (PDF) . LANL. 2018-02-05 . Проверено 15 февраля 2018 .
  2. ^ "Веб-сайт MCNP" .
  3. ^ Sood, A. (июль 2017). «Метод Монте-Карло и MCNP - краткий обзор нашей 40-летней истории» (PDF) . Сайт MCNP - раздел ссылок .
  4. Перейти ↑ Eckhardt, R. (1987). «Стэн Улам, Джон фон Нейман и метод Монте-Карло» (PDF) . Сайт MCNP - справочный раздел .
  5. ^ фон Нейман, J. (1947). "Статистические методы диффузии нейтронов" (PDF) .
  6. ^ "ENIAC" . Википедия .
  7. ^ "FERMIAC" , Википедия , 28 августа 2019 г. , дата обращения 9 января 2020 г.
  8. ^ Картер, LL (март 1975). «Разработка кода Монте-Карло в Лос-Аламосе» (PDF) . Сайт MCNP - справочный раздел .
  9. ^ "Труды собрания NEACRP исследовательской группы Монте-Карло" (PDF) . Архивы ОЭСР-АЯЭ . Июль 1974 г.
  10. ^ a b Джеймс, М.Р. «MCNPX 2.7.x - Разрабатываются новые функции» (PDF) .

Внешние ссылки [ править ]

  • Веб-сайт LANL MCNP
  • Информационно-вычислительный центр по радиационной безопасности