Код Монте-Карло по переносу N-частиц - Monte Carlo N-Particle Transport Code

MCNP
Разработчики)LANL
Стабильный выпуск
MCNP6.2 / 5 февраля 2018 г.; 2 года назад (2018-02-05)[1]
Написано вФортран 90
Операционная системаКроссплатформенность
ТипВычислительная физика
Лицензияhttps://rsicc.ornl.gov/
Интернет сайтmcnp.lanl.gov

Монте-Карло Перенос N-частиц (MCNP)[2] представляет собой универсальную, непрерывно-энергетическую, обобщенную геометрию, зависящую от времени, Монте-Карло перенос радиации код, предназначенный для отслеживания многих типов частиц в широком диапазоне энергий и разработанный Лос-Аламосская национальная лаборатория. Конкретные области применения включают, но не ограничиваются, радиационную защиту и дозиметрию, радиационная защита, рентгенография, медицинская физика, ядерная критичность безопасность, разработка и анализ детекторов, ядерное масло каротаж, ускоритель целевой дизайн, деление и термоядерный реактор проектирование, дезактивация и вывод из эксплуатации. Программа 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 одну часть набора синергетических возможностей, каждая из которых разработана в LANL; он включает оцененные ядерные данные (ENDF) и код обработки данных, NJOY. Высокая уверенность международного сообщества пользователей в прогностических возможностях MCNP основана на его характеристиках с наборами проверочных и проверочных тестов, сравнениями с кодами предшественников, автоматическим тестированием, использованием высококачественных ядерных и атомных баз данных и серьезными испытаниями, проводимыми его пользователями.

История[3]

Метод Монте-Карло для переноса радиационных частиц возник в LANL 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, не может ли быть более практичным методом ... может быть, 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 столкновений и оценили вычислительное время в пять часов на ENIAC[6][циркулярная ссылка ]. Рихтмайер предложил учитывать множественные делящиеся материалы, отсутствие зависимости спектра деления от энергии, множественность единичных нейтронов и выполнение вычислений в течение компьютерного времени, а не количества столкновений. Код был завершен в декабре 1947 года. Первые вычисления были выполнены в апреле / ​​мае 1948 года на ENIAC.

В ожидании физического перемещения ENIAC Энрико Ферми изобрел механическое устройство под названием FERMIAC.[7] 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 для создания первого обобщенного кода 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 Информационно-вычислительный центр по радиационной безопасности в Ок-Ридже, Теннесси.

Монте-Карло N-Particle eXtended

Монте-Карло N-Particle eXtended (MCNPX) также был разработан в Лос-Аламосской национальной лаборатории и способен моделировать взаимодействия 34 различных типов частиц (нуклонов и ионов) и более 2000 тяжелых ионов практически при всех энергиях.[10] в том числе моделируемые MCNP.

Оба кода могут использоваться, чтобы судить, являются ли ядерные системы критический и определить дозы от источники, среди прочего.

MCNP6 представляет собой слияние MCNP5 и MCNPX.[10]

Смотрите также

Примечания

  1. ^ «Примечания к выпуску MCNP6.2» (PDF). LANL. 2018-02-05. Получено 2018-02-15.
  2. ^ «Веб-сайт MCNP».
  3. ^ Суд, А. (июль 2017 г.). «Метод Монте-Карло и MCNP - краткий обзор нашей 40-летней истории» (PDF). Сайт MCNP - раздел ссылок.
  4. ^ Экхардт Р. (1987). «Стэн Улам, Джон фон Нейман и метод Монте-Карло» (PDF). Сайт MCNP - справочный раздел.
  5. ^ фон Нейман, Дж. (1947). «Статистические методы диффузии нейтронов» (PDF).
  6. ^ «ЭНИАК». Википедия.
  7. ^ "ФЕРМИАК", Википедия, 2019-08-28, получено 2020-01-09
  8. ^ Картер, Л.Л. (март 1975 г.). «Разработка Кодекса Монте-Карло в Лос-Аламосе» (PDF). Сайт MCNP - справочный раздел.
  9. ^ "Материалы собрания NEACRP исследовательской группы в Монте-Карло" (PDF). Архивы ОЭСР-АЯ. Июль 1974 г.
  10. ^ а б Джеймс, М. «MCNPX 2.7.x - разрабатываются новые функции» (PDF).

внешняя ссылка