Monte Carlo N-Parçacık Taşıma Kodu - Monte Carlo N-Particle Transport Code

MCNP
Geliştirici (ler)LANL
Kararlı sürüm
MCNP6.2 / 5 Şubat 2018; 2 yıl önce (2018-02-05)[1]
YazılmışFortran 90
İşletim sistemiÇapraz platform
TürHesaplamalı fizik
Lisanshttps://rsicc.ornl.gov/
İnternet sitesimcnp.lanl.gov

Monte Carlo N-Parçacık Taşıma (MCNP)[2] genel amaçlı, sürekli enerjili, genelleştirilmiş geometri, zamana bağlı, Monte Carlo'dur radyasyon taşınması kod, geniş enerji aralıklarında birçok parçacık türünü izlemek için tasarlanmış ve Los Alamos Ulusal Laboratuvarı. Spesifik uygulama alanları arasında, bunlarla sınırlı olmamak üzere, radyasyondan korunma ve dozimetri, radyasyon kalkanı, radyografi, tıbbi fizik, nükleer kritiklik güvenlik, dedektör tasarımı ve analizi, nükleer petrol iyi kayıt, gaz pedalı hedef tasarım, bölünme ve Füzyon reaktörü tasarım, dekontaminasyon ve hizmetten çıkarma. Kod, birinci ve ikinci derece yüzeyler ve dördüncü derece eliptik tori ile sınırlanmış geometrik hücrelerdeki malzemelerin rastgele üç boyutlu konfigürasyonunu işler.

Grup bazında veriler de mevcut olmasına rağmen, tipik olarak noktasal kesit verileri kullanılır. Nötronlar için, belirli bir enine kesit değerlendirmesinde (ENDF / B-VI gibi) verilen tüm reaksiyonlar dikkate alınır. Termal nötronlar hem serbest gaz hem de S (α, β) modelleriyle tanımlanır. Fotonlar için kod, tutarsız ve tutarlı saçılmayı, fotoelektrik absorpsiyondan sonra flüoresan emisyon olasılığını, yerel yok etme radyasyonu emisyonu ile çift üretimde absorpsiyonu ve bremsstrahlung'u açıklar. Pozitronlar, k x-ışınları ve bremsstrahlung içeren ancak harici veya kendinden indüklenen alanları içermeyen elektron taşınması için sürekli yavaşlama modeli kullanılır.

MCNP'yi çok yönlü ve kullanımı kolay kılan önemli standart özellikler arasında güçlü bir genel kaynak, kritiklik kaynağı ve yüzey kaynağı bulunur; hem geometri hem de çıktı tally plotter'ları; zengin bir varyans azaltma teknikleri koleksiyonu; esnek bir çetele yapısı; ve kapsamlı bir enine kesit verileri koleksiyonu.

MCNP çok sayıda esnek bilgi içerir: yüzey akımı ve akışı, hacim akışı (yol uzunluğu), nokta veya halka dedektörleri, partikül ısıtması, fisyon ısıtması, enerji veya yük biriktirme için darbe yüksekliği çizelgesi, ağ çizelgeleri ve radyografi çizelgeleri.

MCNP'nin sağladığı temel değer, pahalı veya gerçekleştirilmesi imkansız deneylerin yerini alabilecek bir öngörü yeteneğidir. Genellikle, topluma önemli bir zaman ve maliyet tasarrufu sağlayan büyük ölçekli ölçümler tasarlamak için kullanılır. LANL'ın MCNP kodunun en son sürümü olan 6.2 sürümü, her biri LANL'de geliştirilen bir dizi sinerjistik yeteneklerden bir parçayı temsil eder; değerlendirilmiş nükleer verileri (ENDF) ve veri işleme kodu NJOY'u içerir. Uluslararası kullanıcı topluluğunun MCNP’nin tahmine dayalı yeteneklerine olan yüksek güveni, doğrulama ve doğrulama test takımları, önceki kodlarıyla karşılaştırmalar, otomatik testler, yüksek kaliteli nükleer ve atomik veritabanları ve kullanıcıları tarafından yapılan önemli testlerle performansına dayanmaktadır.

Tarih[3]

Monte Carlo yönteminin radyasyon parçacığı taşınması LANL'deki kökenleri 1946'ya dayanmaktadır. Bu yöntemlerin yaratıcıları Dr. Stanislaw Ulam, John von Neumann, Robert Richtmyer ve Nicholas Metropolis[4]. Radyasyon nakli için Monte Carlo, 1946'da Stanislaw Ulam tarafından bir hastalıktan iyileşirken Solitaire oynarken tasarlandı. "Kombinasyonel hesaplamalarla başarıyı tahmin etmeye çalışmak için çok zaman harcadıktan sonra, daha pratik bir yöntem olup olmadığını merak ettim ... bunu yüzlerce kez ortaya koymak ve sadece başarılı oyunların sayısını gözlemlemek ve saymak olabilir mi?"1947'de John von Neumann, Robert Richtmyer'e, fisyon cihazlarındaki nötron difüzyonu ve çarpma problemlerini çözmek için istatistiksel bir yöntemin kullanılmasını öneren bir mektup gönderdi.[5]. Mektubu 81 adımlı sözde kod içeriyordu ve bir elektronik hesaplama makinesi için Monte Carlo hesaplamasının ilk formülasyonuydu. Von Neumann'ın varsayımları şöyleydi: zamana bağlı, sürekli enerjili, küresel ancak radyal olarak değişen, bir bölünebilir malzeme, izotropik saçılma ve fisyon üretimi ve 2, 3 veya 4'lük fisyon çoklukları. 100 nötronun her birinin 100 için çalıştırılmasını önerdi. çarpışmalar ve hesaplama süresinin ENIAC'da beş saat olacağı tahmin ediliyor[6][döngüsel referans ]. Richtmyer, birden fazla bölünebilir malzemeye, fisyon spektrumu enerji bağımlılığına, tek nötron çokluğuna ve hesaplamayı çarpışmaların sayısı için değil, bilgisayar zamanı için çalıştırmaya izin verecek önerilerde bulundu. Kod Aralık 1947'de son halini aldı. İlk hesaplamalar Nisan / Mayıs 1948'de ENIAC üzerinde yapıldı.

ENIAC'ın fiziksel olarak taşınmasını beklerken Enrico Fermi, FERMIAC adında mekanik bir cihaz icat etti.[7] Nötron hareketlerini bölünebilir malzemeler aracılığıyla Monte Carlo yöntemi ile izlemek. Parçacık taşıma için Monte Carlo yöntemleri, modern bilgisayarların başlangıcından bu yana hesaplamalı gelişmeleri yönlendirmektedir; bu bugün de devam ediyor.

1950'lerde ve 1960'larda, bu yeni yöntemler, MCS, MCN, MCP ve MCG dahil olmak üzere bir dizi özel amaçlı Monte Carlo kodları halinde düzenlendi. Bu kodlar, özel LANL uygulamaları için nötronları ve fotonları taşıyabiliyordu. 1977'de, bu ayrı kodlar birleştirilerek ilk genelleştirilmiş Monte Carlo radyasyon parçacığı taşıma kodu olan MCNP[8][9]. 1977'de MCNP, MCNP'yi oluşturmak için MCNG ile MCP'yi birleştirerek oluşturuldu. MCNP kodunun ilk sürümü 3. versiyondu ve 1983'te piyasaya sürüldü. Radyasyon Güvenliği Bilgi Hesaplama Merkezi Oak Ridge, TN'de.

Monte Carlo N-Particle eXtended

Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX), Los Alamos Ulusal Laboratuvarı'nda da geliştirilmiştir ve 34 farklı tipte partikül (nükleonlar ve iyonlar) ve neredeyse tüm enerjilerde 2000+ ağır iyonun partikül etkileşimlerini simüle edebilmektedir[10] MCNP tarafından simüle edilenler dahil.

Her iki kod da nükleer sistemlerin olup olmadığına karar vermek için kullanılabilir. kritik ve dozları belirlemek için kaynaklar, Diğer şeylerin yanı sıra.

MCNP6 MCNP5 ve MCNPX'in birleşmesidir.[10]

Ayrıca bakınız

Notlar

  1. ^ "MCNP6.2 Sürüm notları" (PDF). LANL. 2018-02-05. Alındı 2018-02-15.
  2. ^ "MCNP Web Sitesi".
  3. ^ Sood, A. (Temmuz 2017). "Monte Carlo Yöntemi ve MCNP - 40 Yıllık Tarihimizin Kısa Bir Değerlendirmesi" (PDF). MCNP Web Sitesi - referanslar bölümü.
  4. ^ Eckhardt, R. (1987). "Stan Ulam, John Von Neumann ve Monte Carlo Yöntemi" (PDF). MCNP Web Sitesi - referans bölümü.
  5. ^ von Neumann, J. (1947). "Nötron Difüzyonunda İstatistiksel Yöntemler" (PDF).
  6. ^ "ENIAC". Wikipedia.
  7. ^ "FERMIAC", Wikipedia, 2019-08-28, alındı 2020-01-09
  8. ^ Carter, L.L. (Mart 1975). "Los Alamos'ta Monte Carlo Kod Geliştirme" (PDF). MCNP Web Sitesi - referans bölümü.
  9. ^ "Monte Carlo Çalışma Grubu'nun NEACRP Toplantısı Raporu" (PDF). OECD-NEA arşivleri. Temmuz 1974.
  10. ^ a b James, M.R. "MCNPX 2.7.x - Geliştirilen Yeni Özellikler" (PDF).

Dış bağlantılar