MCNP: Компьютерное моделирование переноса частиц в радиационной защите и ядерных технологиях.

Введение

Транспорт частиц Монте-Карло N (MCNP) – это универсальный код Монте-Карло для переноса излучения, работающий в непрерывном энергетическом диапазоне, с обобщенной геометрией и учитывающий временную зависимость. Он предназначен для отслеживания различных типов частиц в широком диапазоне энергий и разработан в Лос-Аламосской национальной лаборатории. Области применения включают, но не ограничиваются, радиационной защитой и дозиметрией, радиационной защитой, радиографией, медицинской физикой, ядерной критичностью, проектированием и анализом детекторов, геофизическими исследованиями скважин, разработкой мишеней для ускорителей, проектированием реакторов деления и синтеза, дезактивацией и выводом из эксплуатации. Код обрабатывает произвольную трехмерную конфигурацию материалов в геометрических ячейках, ограниченных поверхностями первого и второго порядка, а также эллиптическими торами четвертого порядка. Как правило, используются данные о дифференциальных сечениях, хотя доступны и групповые данные. Для нейтронов учитываются все реакции, представленные в конкретной оценке сечений (например, ENDF/B VI). Тепловые нейтроны описываются как моделью свободного газа, так и моделью S(α,β). Для фотонов код учитывает некогерентное и когерентное рассеяние, возможность флуоресцентного излучения после фотоэлектрического поглощения, поглощение при образовании пар с локальным излучением аннигиляционного излучения и тормозное излучение. Для переноса электронов используется модель непрерывного замедления, включающая позитроны, характеристическое излучение и тормозное излучение, но не учитывающая внешние или самоиндуцированные поля. Важные стандартные функции, обеспечивающие универсальность и простоту использования MCNP, включают мощный общий источник, источник критичности и поверхностный источник; построители геометрии и выходных данных; богатый набор методов снижения дисперсии; гибкую структуру подсчета; и обширную базу данных сечений. MCNP содержит множество гибких счетчиков: поверхностный ток и поток, объемный поток (длина пробега), точечные или кольцевые детекторы, тепловыделение частицами, тепловыделение деления, счетчик высоты импульса для отложения энергии или заряда, счетчики по ячейкам и радиографические счетчики. Ключевым преимуществом MCNP является его предсказательная способность, которая может заменить дорогостоящие или невыполнимые эксперименты. Он часто используется для проектирования крупномасштабных измерений, что позволяет значительно сэкономить время и средства. Последняя версия кода MCNP от LANL, версия 6.2, является частью набора синергетических возможностей, разработанных в LANL, и включает в себя оцененные ядерные данные (ENDF) и код обработки данных NJOY. Высокая степень доверия международного сообщества пользователей к предсказательным возможностям MCNP основана на его результатах при проверке и валидации, сравнении с предыдущими версиями, автоматизированном тестировании, высококачественных ядерных и атомных базах данных и обширных испытаниях, проведенных пользователями.

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.

История

Метод Монте-Карло для переноса частиц излучения берет свое начало в Лос-Аламосской национальной лаборатории (LANL) и датируется 1946 годом. Создателями этих методов были Станислав Улам, Джон фон Нейман, Роберт Рихтмайер и Николас Метрополис. Идея метода Монте-Карло для переноса излучения пришла к Станиславу Уламу в 1946 году во время игры в пасьянс, пока он восстанавливался после болезни. "После того, как я потратил много времени, пытаясь оценить вероятность успеха комбинаторными вычислениями, я задумался, не будет ли более практичным методом разложить игру, скажем, сто раз и просто наблюдать и подсчитывать количество успешных партий". В 1947 году Джон фон Нейман отправил письмо Роберту Рихтмайеру, предлагая использовать статистический метод для решения задач диффузии и размножения нейтронов в делящихся устройствах. В письме содержался псевдокод из 81 шага, который стал первой формулировкой вычисления методом Монте-Карло для электронной вычислительной машины. Предположения фон Неймана заключались в следующем: зависимость от времени, непрерывный энергетический спектр, сферическая геометрия с радиальным изменением, один делящийся материал, изотропное рассеяние и рождение деления, а также коэффициенты размножения 2, 3 или 4. Он предложил запускать по 100 нейтронов каждый на 100 столкновений и оценил время вычислений в пять часов на ENIAC. Рихтмайер предложил возможность использования нескольких делящихся материалов, отсутствие энергетической зависимости спектра деления, единичный коэффициент размножения нейтрона и выполнение вычислений по времени работы компьютера, а не по числу столкновений. Код был завершен в декабре 1947 года. Первые расчеты были проведены в апреле/мае 1948 года на ENIAC. В ожидании физического перемещения ENIAC Энрико Ферми изобрел механическое устройство под названием FERMIAC для отслеживания движения нейтронов через делящиеся материалы методом Монте-Карло. Методы Монте-Карло для переноса частиц стимулировали развитие вычислительной техники с начала эры современных компьютеров, и это продолжается по сей день. 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 позволяли переносить нейтроны и фотоны для специализированных задач LANL. В 1977 году эти отдельные коды были объединены для создания первого обобщенного кода переноса частиц излучения Монте-Карло – MCNP. В 1977 году MCNP был впервые создан путем объединения MCNG и MCP. Первым выпуском кода MCNP стала версия 3, выпущенная в 1983 году. Он распространяется Информационным вычислительным центром радиационной безопасности в Оук-Ридже, штат Теннесси.

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-частица Extended

Monte Carlo N Particle eXtended (MCNPX) также был разработан в Лос-Аламосской национальной лаборатории и способен моделировать взаимодействия частиц 34 различных типов (нуклонов и ионов) и более 2000 тяжелых ионов практически во всем диапазоне энергий, включая те, что моделируются MCNP. Оба кода могут использоваться для оценки критичности ядерных систем и определения доз от источников, в частности. MCNP6 является результатом объединения MCNP5 и MCNPX. Geant4 обладает меньшей точностью, чем MCNPX. Geant4 обладает меньшей точностью, чем MCNP5. Geant4 работает медленнее, чем MCNPX.