mcnp-mcnp

《mcnp》，此词条收录于04/25，仅供参考

      MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LosAlamos National Laboratory)开发的基于蒙特卡罗方法的用于计算三维复杂几何结构中的中子、光子、电子或者耦合中子u002F光子u002F电子输运问题的通用软件包，也具有计算核临界系统（包括次临界和超临界系统）本征值问题的能力。该软件包通过FORTRAN语言编程实现。其中，MC方法又称随机抽样或统计实验方法，属于计算数学的一个分支，它是在20世纪40年代中期为了适应当时原子能事业的发展而发展起来的。传统的经验方法由于不能逼近真实的物理过程，很难得到满意的结果，而MC方法由于能够真实地模拟实际物理过程，故解决问题与实际非常符合，可以得到很圆满的结果。

      MCNP程序涉及面如此之多，关键是通过读入一个经用户创建的称为INP的输入文件来进行计算。该文件必须遵循按照栅元卡的格式进行组织，指定描述空间问题的信息，具体地有(1)空间几何体的描述说明；(2)几何体的使用材料描述和交叉区域的选择估计；(3)中子、光子以及电子这3种粒子源的位置和特性说明；(4)必要的回答卡和标记卡的类型；(5)任何必需的冗余量消除技术以提高计算效率。

      目前，MCNP以其灵活、通用的特点以及强大的功能被广泛应用于辐射防护与射线测定、辐射屏蔽设计优化、反应堆设计、（次）临界装置实验、医学以及检测器设计与分析等学科领域，并得到一致认可。