MCNP
| MCNP | |
|---|---|
| Basisdaten
| |
| Entwickler | Los Alamos National Laboratory |
| Erscheinungsjahr | 1957 |
| Aktuelle Version | MCNP 6.3.0 (Januar 2023) |
| Betriebssystem | plattformunabhängig |
| Programmiersprache | Fortran 90 |
| Kategorie | Computerphysik, Monte-Carlo-Methode, Teilchentransport |
| Lizenz | Je nach Version frei verfügbar oder proprietär |
| deutschsprachig | nein |
| MCNP Home | |
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]
Kurzbeschreibung
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]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.[2]
Anwendungsgebiete
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]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. Die MCNP-Webseite bietet eine Übersicht über Facharbeiten zu MCNP.[3]
Distribution und Export
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]Die MCNP wird ausschließlich vom Radiation Safety Information Computational Center (RSICC) am Oak Ridge National Laboratory (Tennessee) verteilt, die internationale Distribution unterliegt Exportbeschränkungen durch das Department of Energy.[4]
Versionen
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]Die aktuelle Version ist MCNP6 (aktuelles Release: V6.3.0).[5] Die Vorgängerversionen sind MCNP5 und MCNPX.
Auf der MCNP-Webseite sind Handbücher und Release Notes als Internetdokumente zu finden.[2]
MCNP6
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]Mit der Version MCNP6 wurden die Programme MCNP5 und MCNPX fusioniert und weitere Optionen hinzugefügt.[6]
MCNPX
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]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 2.7.x wurde im November 1999 freigegeben.[7] 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.[3]
Alternativen oder ähnliche Programme
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]Eine Alternative zu MCNP ist das durch das CERN entwickelte Programm Geant4.
Benchmarks
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]MCNP6 ist weniger akkurat als MCNPX.[8][9]
Geant4 wurde als weniger akkurat und langsamer als MCNPX[8][9][10][11][12][13] beurteilt. Es wurde ebenfalls weniger akkurat als MCNP5 beurteilt.[9][14]
Literatur
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]Fachartikel und Andere
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]- Avneet Sood: The Monte Carlo Method and MCNP - A Brief Review of Our 40 Year History. Juli 2017 (osti.gov).
Fachbücher und Kapitel
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]- Raymond Alcouffe, Robert Dautray, Arthur Forster, Guy Ledanois, B. Mercier (Hrsg.): Monte-Carlo Methods and Applications in Neutronics, Photonics and Statistical Physics: Proceedings of the Joint Los Alamos National Laboratory - Commissariat à l’Energie Atomique Meeting Held at Cadarache Castle, Provence, France April 22–26, 1985 (= H. Araki u. a. [Hrsg.]: Lecture Notes in Physics. Band 240). Springer Berlin Heidelberg, Berlin, Heidelberg 1985, ISBN 978-3-540-16070-0, doi:10.1007/BFb0049029 (englisch).
Historisch
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]- Nicholas Metropolis, S. Ulam: The Monte Carlo Method. In: Journal of the American Statistical Association. Band 44, Nr. 247, September 1949, S. 335–341, doi:10.1080/01621459.1949.10483310 (englisch).
Weblinks
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]- The MCNP® Code. LANL, abgerufen am 27. April 2023 (englisch).
- Distribution: Radiation Safety Information Computational Center (RSICC)
- OECD NEA Data Bank
Einzelnachweise
[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]- ↑ E. D. Cashwell, O. W. Rechard, C. J. Everett, U.S. Atomic Energy Commission, Los Alamos Scientific Laboratory: A practical manual on the Monte Carlo method for random walk problems (= TID4500 13th ed., suppl.). Los Alamos Scientific Laboratory of the University of California, Los Alamos, N.M. 1957 (englisch, hathitrust.org [abgerufen am 27. April 2023]).
- ↑ a b Joel A. Kulesza et al.: MCNP® Code Version 6.3.0 Theory & User Manual. LA-UR-22-30006. Los Alamos National Lab. (LANL), Los Alamos, NM (United States), 28. September 2022 (englisch, osti.gov [abgerufen am 27. April 2023]).
- ↑ a b Academic Reports. LANL, abgerufen am 27. April 2023 (englisch).
- ↑ Home page of RSICC - Radiation Safety Information Computational Center - Welcome. Abgerufen am 27. April 2023 (englisch).
- ↑ Latest Release: 6.3.0. Los Alamos National Laboratory, abgerufen am 27. April 2023 (englisch).
- ↑ T. Goorley et al.: Initial MCNP6 Release Overview. In: Nuclear Technology. Band 180, Nr. 3, Dezember 2012, ISSN 0029-5450, S. 298–315, doi:10.13182/NT11-135 (englisch, tandfonline.com [abgerufen am 27. April 2023]).
- ↑ Denise B. Pelowitz et al.: MCNPX 2.7.0 extensions. LA-UR-11-02295; LA-UR-11-2295. Los Alamos National Lab. (LANL), Los Alamos, NM (United States), 18. April 2011, doi:10.2172/1058045 (englisch, osti.gov [abgerufen am 27. April 2023]).
- ↑ a b K. E. Mesick, W. C. Feldman, D. D. S. Coupland, L. C. Stonehill: Benchmarking Geant4 for Simulating Galactic Cosmic Ray Interactions Within Planetary Bodies. In: Earth and Space Science. 5. Jahrgang, Nr. 7, 2018, S. 324–338, doi:10.1029/2018EA000400 (englisch, wiley.com).
- ↑ a b c Colin Paul Gloster: Comment on "Gamma-ray spectroscopy using angular distribution of Compton scattering" [Nucl. Instr. and Meth. A 1031 (2022) 166502]. In: Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 1049. Jahrgang, 2023, S. 167923, doi:10.1016/j.nima.2022.167923 (englisch, elsevier.com).
- ↑ Werneck Affonso, Renato Raoni, Caroline Mattos Barbosa, Roos S.F. Dam, William L. Salgado, Ademir X. da Silva, César M. Salgado: Comparison between codes MCNPX and Gate/Geant4 in volume fraction studies. In: Applied Radiation and Isotopes. 164. Jahrgang, 2020, S. 109226, doi:10.1016/j.apradiso.2020.109226 (englisch, sciencedirect.com).
- ↑ B.M. van der Ende, J. Atanackovic, A. Erlandson, G. Bentoumi: Use of GEANT4 vs. MCNPX for the characterization of a boron-lined neutron detector. In: Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 820. Jahrgang, 2016, S. 40–47, doi:10.1016/j.nima.2016.02.082 (englisch, sciencedirect.com).
- ↑ Po-production in lead: A benchmark between Geant4, FLUKA and MCNPX. arXiv, 23. November 2016, abgerufen am 17. Februar 2023 (englisch).
- ↑ S. D. Randeniya, P. J. Taddei, W. D. Newhauser, P. Yepes: Intercomparision of Monte Carlo Radiation Transport Codes MCNPX, GEANT4, and FLUKA for Simulating Proton Radiotherapy of the Eye. In: Nuclear Technology. 168. Jahrgang, Nr. 3, 2009, S. 810–814, doi:10.13182/NT09-A9310, PMID 20865141, PMC 2943388 (freier Volltext) – (englisch).
- ↑ M. Almatari, Shams A.M. Issa, M.G. Dong, M.I. Sayyed, R. Ayad: Comparison between MCNP5, Geant4 and experimental data for gamma rays attenuation of PbO-BaO-B2O3 glasses. In: Heliyon. 5. Jahrgang, Nr. 8, 2019, S. e02364, doi:10.1016/j.heliyon.2019.e02364 (englisch, sciencedirect.com).