Codul de transport N-particule Monte Carlo

MCNP ( Monte Carlo N-Particle Transport Code ) este un pachet software pentru simularea proceselor nucleare , creat în laboratoarele naționale din Los Alamos în 1957 și încă dezvoltat ^[2] . Centrul de calcul al informațiilor privind siguranța radiațiilor din Oak Ridge, Tennessee, se ocupă de distribuția pe solul SUA, în timp ce distribuția internațională este încredințată Agenției pentru Energie Nucleară (AEN) din Paris, Franța. Software-ul este utilizat în principal pentru simularea proceselor nucleare, cum ar fi fisiunea , dar este capabil să simuleze interacțiunile dintre particulele care implică neutroni , fotoni și electroni . Aplicațiile posibile includ protecție împotriva radiațiilor , dozimetrie , radiografie , fizică medicală , studii de criticitate nucleară , înregistrare , proiectare accelerator , proiectare reactor de fuziune și fisiune , decontaminare și dezafectare .

MCNPX ( Monte Carlo N-Particle eXtended ) este o versiune extinsă a software-ului, dezvoltată și în laboratoarele naționale din Los Alamos, capabilă să simuleze interacțiunea la orice energie între 34 de tipuri diferite de particule între nucleoni și ioni și mai mult din 2000 ioni grei ^[3] , inclusiv particule simulate de MCNP.

Ambele coduri pot fi utilizate pentru a determina dacă un sistem nuclear este critic și pentru a calcula doza produsă de sursele radioactive .

MCNP6 este uniunea dintre MCNP5 și MCNPX. ^[4]

Notă

Elemente conexe

• Metoda Monte Carlo
• Reactor de fisiune nucleară
• Neutron
• FLUKA

linkuri externe

• Site-ul oficial , la mcnpx.lanl.gov .
• Site-ul oficial , la mcnp.lanl.gov .

Portalul fizicii : accesați intrările Wikipedia care se ocupă cu fizica