Kod transportu N-cząstek Monte Carlo
| Deweloperzy | LANL |
|---|---|
| Wersja stabilna | MCNP6.2 / 5 lutego 2018
|
| Napisane w | Fortran 90 |
| System operacyjny | Międzyplatformowe |
| Typ | Fizyka obliczeniowa |
| Licencja | https://rsicc.ornl.gov/ |
| Strona internetowa |
Monte Carlo N-Particle Transport ( MCNP ) to kod transportu promieniowania Monte Carlo ogólnego przeznaczenia, ciągłej energii, uogólnionej geometrii, zależny od czasu, przeznaczony do śledzenia wielu typów cząstek w szerokim zakresie energii i został opracowany przez Los Alamos National laboratorium . Specyficzne obszary zastosowań obejmują między innymi ochronę przed promieniowaniem i dozymetrię, ekranowanie przed promieniowaniem , radiografię , fizykę medyczną, bezpieczeństwo jądrowe , projektowanie i analizę detektorów, rejestrację odwiertów ropy naftowej , projekt celu akceleratora , projekt reaktora rozszczepienia i syntezy jądrowej, odkażanie i likwidacja. Kod traktuje dowolną trójwymiarową konfigurację materiałów w komórkach geometrycznych ograniczonych powierzchniami pierwszego i drugiego stopnia oraz torusami eliptycznymi czwartego stopnia.
Zwykle używane są dane przekroju punktowego, chociaż dostępne są również dane grupowe. W przypadku neutronów uwzględniane są wszystkie reakcje podane w ocenie konkretnego przekroju poprzecznego (np. ENDF/B-VI). Neutrony termiczne są opisywane zarówno przez model swobodnego gazu, jak i model S(α,β). W przypadku fotonów kod uwzględnia rozpraszanie niespójne i spójne, możliwość emisji fluorescencji po absorpcji fotoelektrycznej, absorpcję w produkcji par z lokalną emisją promieniowania anihilacyjnego oraz bremsstrahlung. Model ciągłego spowalniania jest używany do transportu elektronów, który obejmuje pozytony, promieniowanie rentgenowskie k i bremsstrahlung, ale nie obejmuje pól zewnętrznych lub samoindukowanych.
Ważne standardowe funkcje, które sprawiają, że MCNP jest bardzo wszechstronny i łatwy w użyciu, obejmują potężne źródło ogólne, źródło krytyczności i źródło powierzchniowe; zarówno plotery geometrii, jak i wyjściowe; bogaty zbiór technik redukcji wariancji; elastyczna struktura zestawień; oraz obszerny zbiór danych przekrojowych.
MCNP zawiera liczne elastyczne liczniki: prąd i strumień powierzchniowy, strumień objętościowy (długość ścieżki), detektory punktowe lub pierścieniowe, ogrzewanie cząstek, ogrzewanie rozszczepialne, licznik wysokości impulsu dla osadzania energii lub ładunku, liczniki siatki i liczniki radiografii.
Kluczową wartością, jaką zapewnia MCNP, jest zdolność przewidywania, która może zastąpić kosztowne lub niemożliwe do przeprowadzenia eksperymenty. Jest często używany do projektowania pomiarów na dużą skalę, zapewniając społeczności znaczną oszczędność czasu i kosztów. Najnowsza wersja kodu MCNP LANL, wersja 6.2, reprezentuje jeden element zestawu synergicznych możliwości opracowanych w LANL; obejmuje ocenione dane jądrowe (ENDF) i kod przetwarzania danych, NJOY. Wysokie zaufanie międzynarodowej społeczności użytkowników do możliwości predykcyjnych MCNP opiera się na jego wynikach z zestawami testów weryfikacyjnych i walidacyjnych, porównaniach z jego poprzednimi kodami, zautomatyzowanych testach, bazowych bazach danych wysokiej jakości jądrowych i atomowych oraz znaczących testach przeprowadzanych przez użytkowników.
Historia
Metoda Monte Carlo transportu cząstek promieniowania ma swoje początki w LANL sięga 1946 roku. Twórcami tych metod byli dr inż. Stanisława Ulama, Johna von Neumanna, Roberta Richtmyera i Nicholasa Metropolisa. Monte Carlo do transportu promieniowania zostało wymyślone przez Stanisława Ulama w 1946 roku podczas gry w pasjansa podczas rekonwalescencji po chorobie. „ Po spędzeniu dużo czasu na próbach oszacowania sukcesu za pomocą obliczeń kombinatorycznych, zastanawiałem się, czy bardziej praktyczną metodą… W 1947 roku John von Neumann wysłał list do Roberta Richtmyera, proponując zastosowanie metody statystycznej do rozwiązywania problemów dyfuzji i mnożenia neutronów w urządzeniach rozszczepialnych. Jego list zawierał 81-etapowy pseudokod i był pierwszym sformułowaniem metody Monte Carlo obliczenia dla elektronicznej maszyny obliczeniowej. Założenia Von Neumanna były następujące: zależna od czasu, ciągła energia, sferyczna, ale zmienna promieniowo, jeden materiał rozszczepialny, rozpraszanie izotropowe i produkcja rozszczepienia oraz krotności rozszczepienia 2, 3 lub 4. Zasugerował 100 neutronów, z których każdy miał być uruchomiony na 100 zderzeń i oszacował czas obliczeń na ENIAC na pięć godzin [ odniesienie cykliczne ] . Richtmyer zaproponował sugestie, aby umożliwić wiele materiałów rozszczepialnych, brak zależności energii widma rozszczepienia, krotność pojedynczego neutronu i prowadzenie obliczeń dla czasu komputera, a nie dla liczby kolizji. Kod został ukończony w grudniu 1947. Pierwsze obliczenia przeprowadzono w kwietniu/maju 1948 na ENIAC.
Czekając na fizyczne przeniesienie ENIAC, Enrico Fermi wynalazł urządzenie mechaniczne o nazwie FERMIAC do śledzenia ruchów neutronów w materiałach rozszczepialnych metodą Monte Carlo. Metody Monte Carlo do transportu cząstek napędzają rozwój obliczeniowy od początku nowoczesnych komputerów; trwa to do dziś.
W latach pięćdziesiątych i sześćdziesiątych XX wieku te nowe metody zostały zorganizowane w serię specjalnych kodów Monte Carlo, w tym MCS, MCN, MCP i MCG. Kody te były w stanie przenosić neutrony i fotony do specjalistycznych zastosowań LANL. W 1977 roku te oddzielne kody zostały połączone w celu stworzenia pierwszego uogólnionego kodu transportu cząstek promieniowania Monte Carlo, MCNP. W 1977 MCNP został po raz pierwszy stworzony przez połączenie MCNG z MCP w celu stworzenia MCNP. Pierwsza wersja kodu MCNP była wersją 3 i została wydana w 1983 roku. Jest dystrybuowana przez Centrum Obliczeniowe Informacji o Bezpieczeństwie Promieniowania w Oak Ridge, TN.
Monte Carlo N-Particle eXtended
Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) został również opracowany w Los Alamos National Laboratory i jest w stanie symulować interakcje cząstek 34 różnych typów cząstek (nukleonów i jonów) oraz ponad 2000 ciężkich jonów przy prawie wszystkich energiach, w tym symulowanych przez MCNP.
Oba kody mogą być używane między innymi do oceny, czy systemy jądrowe są krytyczne , oraz do określania dawek ze źródeł .
MCNP6 to połączenie MCNP5 i MCNPX.
Porównanie
MCNP6 jest mniej dokładny niż MCNPX. Geant4 jest mniej dokładny niż MCNPX. Geant4 jest mniej dokładny niż MCNP5.
Geant4 jest wolniejszy niż MCNPX.