MCNP
MCNP, der Monte-Carlo N-Particle Transport Code, ist ein weltweit verbreitetes reaktorphysikalisches Programm zur Simulation nuklearer Prozesse. Es wird von Los Alamos National Laboratory seit mindestens 1957 entwickelt.[1] Es wird ausschließlich vom Radiation Safety Information Computational Center am Oak Ridge National Laboratory (Tennessee) verteilt, die internationale Distribution unterliegt Exportbeschränkungen.
| MCNP | |
|---|---|
| Basisdaten | |
| Entwickler | Los Alamos National Laboratory |
| Erscheinungsjahr | 1957 |
| Aktuelle Version | MCNP6.2 (05.02.2018) |
| Betriebssystem | plattformunabhängig |
| Programmiersprache | Fortran 90 |
| Kategorie | Computerphysik, Monte-Carlo-Methode, Teilchentransport |
| Lizenz | Je nach Version frei verfügbar oder proprietär |
| deutschsprachig | nein |
| MCNP Home | |
Eine verbreitete Version ist MCNP5, die aktuelle MCNP6.2. Auf der MCNP-Webseite[2] sind auch Handbücher und Release Notes als Internetdokumente zu finden, zum Beispiel der Band I des MCNP5-Handbuchs Overview and Theory.[3]
Kurzbeschreibung
Das Programm MCNP kann für den Neutronen-, Photonen-, Elektronen- oder den gekoppelten Neutronen-, Photonen- und Elektronentransport verwendet werden. Es ist möglich, Eigenwerte für kritische Systeme zu berechnen. Der Code behandelt eine beliebige dreidimensionale Konfiguration von Materialien in geometrischen Zellen, die von ebenen Oberflächen, Oberflächen zweiten Grades oder elliptischen Tori begrenzt sind.
Es werden punktweise Wirkungsquerschnittsdaten verwendet. Für Neutronen werden alle Reaktionen berücksichtigt, die in einer bestimmten Evaluation von Wirkungsquerschnitten (wie ENDF/B-VI) angegeben sind. Thermische Neutronen werden sowohl im freien-Gas- als auch im S(α,β)-Modell beschrieben. Für Photonen berücksichtigt der Code inkohärente und kohärente Streuung, die Möglichkeit der Fluoreszenzemission nach photoelektrischer Absorption, Absorption in Paarproduktion mit lokaler Emission von Annihilations- und Bremsstrahlung. Für den Elektronentransport wird ein kontinuierliches Slowing-Down-Modell verwendet, das Positronen, Röntgen- und Bremsstrahlung einschließt, aber nicht externe oder selbstinduzierte Felder.
Wichtige Standardfunktionen, die MCNP sehr vielseitig und einfach anwendbar machen, umfassen eine leistungsfähige allgemeine Quelle, eine kritische Quelle und eine Oberflächenquelle, eine reiche Sammlung von Varianzreduktionstechniken und eine umfangreiche Sammlung von Wirkungsquerschnittsdaten.[3]
MCNPX
Das Programm MCNPX, eine Abkürzung für Monte Carlo N-Particle eXtended, wurde zunächst parallel zum Programm MCNP5, und zwar ebenfalls am Los Alamos National Laboratory, ab den 1990er Jahren entwickelt. Die erste Version wurde im November 1999 freigegeben.[4] Mit diesem Programm können Teilchenstöße von 34 verschiedenen Arten von Teilchen (Nukleonen und Ionen) und die von mehr als 2000 schweren Ionen simuliert werden. Auch wurde die Obergrenze der kinetischen Energie der Teilchen bedeutend erhöht. Der Schwerpunkt der Anwendungen dürfte folglich in der Beschleuniger- und Hochenergiephysik liegen. Die Entwicklungsetappen des Programms sind in Dokumenten festgehalten, die frei zugänglich sind.[2]
Mit der Version MCNP6 wurden die Programme MCNP5 und MCNPX fusioniert und weitere Optionen hinzugefügt. MCNP6 und MCNPX unterliegen, im Unterschied zu MCNP5, gewissen Weitergabeeinschränkungen des Department of Energy. Wer die Programme nutzen möchte, muss vorgegebene, nicht allzu strenge Kriterien erfüllen.[5]
Anwendungsgebiete
MCNP wird hauptsächlich für die Simulation von Kernprozessen wie der Kernspaltung verwendet, ist aber auch geeignet, Teilchenwechselwirkungen zwischen Neutronen, Photonen und Elektronen und anderen Teilchen zu simulieren. Spezifische Anwendungsbereiche umfassen zum Beispiel Design von Kernspaltungs- und Fusionsreaktoren, nukleare Kritikalitätssicherheit, Strahlenschutz, Dosimetrie, Dekontamination, Radiographie, medizinische Physik, Detektordesign und -analyse, Beschleunigerkonstruktion und Stilllegung. In der bibliografischen Datenbank WorldCat sind über 10000 Arbeiten verzeichnet, die dem Programm MCNP selbst oder aber Anwendungen des Programms gewidmet sind.
Siehe auch
Einzelnachweise
- Edmond Darrell Cashwell, Cornelius Joseph Everett: A practical manual on the Monte Carlo method for random walk problems. University of California, Los Alamos (New Mexico) 1957 (228 S., lanl.gov [PDF; abgerufen am 19. Juni 2018]).
- A General Monte Carlo N-Particle (MCNP) Transport Code: Monte Carlo Methods, Codes, & Applications Group. Abgerufen am 19. Juni 2018.
- X-5 Monte Carlo Team: MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5: Volume I: Overview and Theory. Abgerufen am 19. Juni 2018.
- Michael R. James et al.: MCNPX 2.7.X – New Features Being Developed. 2009, abgerufen am 21. Juni 2018.
- MCNP - Frequently Asked Questions. Abgerufen am 21. Juni 2018.