МСРNP коды: Сәулелену тасымалының Монте-Карло әдісі және қолданылу аймақтары

Кіріспе

Монте-Карло N бөлшектер тасымалы (MCNP) – жалпы мақсаттағы, үздіксіз энергиялы, геометриясы жалпыланған, уақытқа тәуелді, Монте-Карло сәулелену көлігі коды. Ол кең ауқымды энергияларда көптеген бөлшектер түрлерін қадағалауға арналған және Лос-Аламос Ұлттық зертханасымен әзірленген. Қолданылу салаларына радиациялық қорғау және дозиметрия, радиациялық қалқандау, радиография, медициналық физика, ядролық қауіпсіздік, детекторларды жобалау және талдау, ядролық мұнай құдықтарын зерттеу, үдеткіш нысаналарын жобалау, ядролық бөліну және синтез реакторларын жобалау, дезактивация және тоқтату кіреді. Код геометриялық жасушалардағы материалдардың кез келген үш өлшемді конфигурациясын қарастырады, олар бірінші және екінші дәрежелі беттермен және төртінші дәрежелі эллипстік торилермен шектелген. Әдетте, нүктелік көлденең қима деректері қолданылады, бірақ топтық деректер де қолжетімді. Нейтрондар үшін, нақты көлденең қима бағалауларында (мысалы, ENDF/B VI) берілген барлық реакциялар ескеріледі. Термиялық нейтрондар еркін газ және S(α,β) модельдерімен сипатталады. Фотондар үшін код когерентті және когерентті емес шашырауды, фотоэлектрлік сіңіруден кейін флуоресценттік сәуле шығару мүмкіндігін, жұп өндірісінде анигиляциялық сәуле шығарумен байланысты сіңіруді және тормоздық сәуле шығаруды ескереді. Электрондық тасымалдау үшін үздіксіз баяулау моделі қолданылады, ол позитрондарды, K-сәулелерін және тормоздық сәуле шығаруды қамтиды, бірақ сыртқы немесе өзін-өзі тудыратын өрістерді қамтымайды. MCNP-ді өте әмбебап және пайдалануға оңай ететін маңызды стандарттық мүмкіндіктерге қуатты жалпы көз, сындық көз және беттік көз, геометрия және шығыс есептеуші графиктер, айырманы азайту әдістерінің бай жиынтығы, икемді есептеу құрылымы және көлденең қима деректерінің кең жинағы кіреді. MCNP көптеген икемді есептеулерді қамтиды: беттік ток және ағыс, көлемдік ағыс (жол ұзындығы), нүктелік немесе сақиналық детекторлар, бөлшектерді қыздыру, бөлінуді қыздыру, энергия немесе заряд жинағы үшін импульс биіктігін есептеу, тор есептеулері және радиографиялық есептеулер. MCNP ұсынатын негізгі құндылық – қымбат немесе жүргізуге мүмкін емес эксперименттерді алмастыра алатын болжау мүмкіндігі. Ол көбінесе ірі масштабты өлшеулерді жобалау үшін қолданылады, бұл қауымдастыққа маңызды уақыт және шығындарды үнемдеуге мүмкіндік береді. LANL-дың MCNP кодының соңғы нұсқасы, 6.2 нұсқасы, LANL-де әзірленген синергиялық мүмкіндіктер жиынтығының бір бөлігі болып табылады; оған бағаланған ядролық деректер (ENDF) және деректерді өңдеу коды NJOY кіреді. Халықаралық пайдаланушылар қауымдастығының MCNP-нің болжау қабілеттеріне деген жоғары сенімі оның тексеру және растау сынақ жиынтықтарымен, оның алдыңғы кодтарымен салыстырулармен, автоматтандырылған сынақпен, жоғары сапалы ядролық және атомдық деректер базасымен және пайдаланушылардың маңызды сынақтарымен байланысты.

Monte Carlo N Particle Transport (MCNP) is a general purpose, continuous energy, generalized geometry, time dependent, Monte Carlo radiation transport code designed to track many particle types over broad ranges of energies and is developed by Los Alamos National Laboratory. Specific areas of application include, but are not limited to, radiation protection and dosimetry, radiation shielding, radiography, medical physics, nuclear criticality safety, detector design and analysis, nuclear oil well logging, accelerator target design, fission and fusion reactor design, decontamination and decommissioning. The code treats an arbitrary three dimensional configuration of materials in geometric cells bounded by first and second degree surfaces and fourth degree elliptical tori. Point wise cross section data are typically used, although group wise data also are available. For neutrons, all reactions given in a particular cross section evaluation (such as ENDF/B VI) are accounted for. Thermal neutrons are described by both the free gas and S(α,β) models. For photons, the code accounts for incoherent and coherent scattering, the possibility of fluorescent emission after photoelectric absorption, absorption in pair production with local emission of annihilation radiation, and bremsstrahlung. A continuous slowing down model is used for electron transport that includes positrons, k x rays, and bremsstrahlung but does not include external or self induced fields. Important standard features that make MCNP very versatile and easy to use include a powerful general source, criticality source, and surface source; both geometry and output tally plotters; a rich collection of variance reduction techniques; a flexible tally structure; and an extensive collection of cross section data. MCNP contains numerous flexible tallies: surface current and flux, volume flux (track length), point or ring detectors, particle heating, fission heating, pulse height tally for energy or charge deposition, mesh tallies, and radiography tallies. The key value MCNP provides is a predictive capability that can replace expensive or impossible to perform experiments. It is often used to design large scale measurements providing a significant time and cost savings to the community. LANL's latest version of the MCNP code, version 6.2, represents one piece of a set of synergistic capabilities each developed at LANL; it includes evaluated nuclear data (ENDF) and the data processing code, NJOY. The international user community's high confidence in MCNP's predictive capabilities are based on its performance with verification and validation test suites, comparisons to its predecessor codes, automated testing, underlying high quality nuclear and atomic databases and significant testing by its users.

Тарих

ЛАНЛ-де пайда болған сәулелену бөлшектерін тасымалдаудың Монте-Карло әдісі 1946 жылға дейін тамырланады. Бұл әдістерді жасағандар – Станислав Улам, Джон фон Нейман, Роберт Рихтмайер және Николас Метрополис. Радиациялық тасымалдау үшін Монте-Карло әдісі 1946 жылы Станислав Улам аурудан жазылып жатқанда, Solitaire ойнап отырып ойлап тапқан. "Комбинаторлық есептеулер арқылы табысқа жетуді көпке дейін бағалауға тырысқаннан кейін, мен оны мысалы, жүз рет ойнап, тек қана табысты ойындардың санын бақылап, санау тиімдірек болар деп ойладым". 1947 жылы Джон фон Нейман Роберт Рихтмайерге хат жолдап, фиссиондық құрылғылардағы нейтронның таралуы және көбею мәселелерін шешу үшін статистикалық әдіс қолдануды ұсынды. Оның хатында 81 қадамдық псевдокод болды және ол электрондық есептеу машинасы үшін Монте-Карло есептеуінің алғашқы формуласы еді. Фон Нейманның болжамдары: уақытқа тәуелді, үздіксіз энергия, сфералық, бірақ радиалды түрде өзгеретін, бір бөлінетін материал, изотроптық шашырау және бөліну өнімі, сондай-ақ 2, 3 немесе 4 бөлінуге қабілеттілік. Ол 100 нейтронды әрқайсысын 100 соқтығысқа дейін іске қосуды ұсынды және ENIAC-та есептеу уақытын бес сағатқа бағалады. Рихтмайер бірнеше бөлінетін материалдарды, бөліну спектрінің энергиялық тәуелділігін, бір нейтрондық көбеюді және есептеуді соқтығысулар санына емес, компьютерлік уақытқа қарай жүргізуді ұсынды. Код 1947 жылдың желтоқсан айында аяқталды. Алғашқы есептеулер 1948 жылдың сәуір/май айларында ENIAC-та жүргізілді. ENIAC-тың физикалық түрде орналасуын күтіп тұрғанда, Энрико Ферми Монте-Карло әдісімен бөлінетін материалдар арқылы нейтрон қозғалысын бақылауға арналған FERMIAC деп аталатын механикалық құрылғыны ойлап тапты. Бөлшектерді тасымалдаудың Монте-Карло әдістері қазіргі заманғы компьютерлердің пайда болуынан бастап есептеулерді дамытуға серпін берді, және бұл бүгінге дейін жалғасуда. 1950-1960 жылдары бұл жаңа әдістер арнайы мақсаттағы Монте-Карло кодтарының сериясына біріктірілді, оның ішінде MCS, MCN, MCP және MCG. Бұл кодтар LANL-дың арнайы қолданыстары үшін нейтрондар мен фотондарды тасымалдауға қабілетті болды. 1977 жылы бұл жеке кодтар біріктіріліп, алғашқы жалпыланған Монте-Карло сәулелену бөлшектерін тасымалдау коды MCNP құрылды. 1977 жылы MCNP алғаш рет MCNG және MCP біріктіріліп құрылды. MCNP кодының алғашқы нұсқасы 3-ші нұсқасы болды және ол 1983 жылы жарық көрді. Оны Оук-Ридж, Теннесси штатындағы Радиациялық қауіпсіздік ақпараттық есептеу орталығы таратады.

The Monte Carlo method for radiation particle transport has its origins at LANL dates back to 1946. The creators of these methods were Stanislaw Ulam, John von Neumann, Robert Richtmyer, and Nicholas Metropolis. Monte Carlo for radiation transport was conceived by Stanislaw Ulam in 1946 while playing Solitaire while recovering from an illness. "After spending a lot of time trying to estimate success by combinatorial calculations, I wondered whether a more practical method might be to lay it out say one hundred times and simply observe and count the number of successful plays." In 1947, John von Neumann sent a letter to Robert Richtmyer proposing the use of a statistical method to solve neutron diffusion and multiplication problems in fission devices. His letter contained an 81 step pseudo code and was the first formulation of a Monte Carlo computation for an electronic computing machine. Von Neumann's assumptions were: time dependent, continuous energy, spherical but radially varying, one fissionable material, isotropic scattering and fission production, and fission multiplicities of 2, 3, or 4. He suggested 100 neutrons each to be run for 100 collisions and estimated the computational time to be five hours on ENIAC. Richtmyer proposed suggestions to allow for multiple fissionable materials, no fission spectrum energy dependence, single neutron multiplicity, and running the computation for computer time and not for the number of collisions. The code was finalized in December 1947. The first calculations were run in April/May 1948 on ENIAC. While waiting for ENIAC to be physically relocated, Enrico Fermi invented a mechanical device called FERMIAC to trace neutron movements through fissionable materials by the Monte Carlo method. Monte Carlo methods for particle transport have been driving computational developments since the beginning of modern computers; this continues today. In the 1950s and 1960s, these new methods were organized into a series of special purpose Monte Carlo codes, including MCS, MCN, MCP, and MCG. These codes were able to transport neutrons and photons for specialized LANL applications. In 1977, these separate codes were combined to create the first generalized Monte Carlo radiation particle transport code, MCNP. In 1977, MCNP was first created by merging MCNG with MCP to create MCNP. The first release of the MCNP code was version 3 and was released in 1983. It is distributed by the Radiation Safety Information Computational Center in Oak Ridge, TN.

Монте-Карло N-бөлшегі кеңейтілген

Монте-Карло N Particle eXtended (MCNPX) Лос-Аламос ұлттық зертханасында да әзірленді, және ол 34 түрлі бөлшектің (нуклондар мен иондар) және 2000-нан астам ауыр иондардың барлық энергиялардағы, MCNP симуляциялайтын энергияларды қоса, өзара әрекеттесуін модельдеуге қабілетті. Екі кодты да ядролық жүйелердің сынды екенін бағалау және басқа нәрселермен қатар, көздерден дозаны анықтау үшін пайдалануға болады. MCNP6 – MCNP5 және MCNPX кодтарының біріктірілген нұсқасы. Geant4, MCNPX-қа қарағанда аз дәлдікке ие. Geant4, MCNP5-ке қарағанда аз дәлдікке ие. Geant4, MCNPX-тан баяу жұмыс істейді.