MCNP程序研究进展.PDF

　第２５卷　第 １期 原 子 核 物 理 评 论 Ｖｏｌ２５，Ｎｏ．１　 　２００８年３月 ＮｕｃｌｅａｒＰｈｙｓｉｃｓＲｅｖｉｅｗ Ｍａｒ．，２００８　 　　文章编号：１００７－４６２７（２００８）０１－００４８－０４ ＭＣＮＰ程序研究进展 １ １ ２ 张建生 ，蔡　勇 ，陈念年 （１西南科技大学制造科学与工程学院，四川 绵阳　６２１０１０； ２西南科技大学计算机科学与工程学院，四川 绵阳　６２１０１０） 摘　要：ＭＣＮＰ是用来计算中子、光子、电子或者中子／光子／电子耦合问题的通用蒙特卡罗粒子 输运计算程序，它以其灵活、通用的特点以及强大的功能，在诸多领域得到广泛认可和应用。但 是由于其使用需要较强的专业水平，因而使得其在某些方面又显出一些弱点。对ＭＣＮＰ程序的发 展过程以及今后的发展趋势进行了讨论，同时提出了作者的观点。 关 键 词：ＭＣＮＰ；蒙特卡罗方法；输入文件；计算可视化 中图法分类号：ＴＰ３０２　　　文献标识码：Ａ （， ）模型处理。对光子考虑了相干和非相干散 １ ＭＣＮＰ介绍［１，２］ α β 射，并处理了光电吸收后可能的荧光发射或电子对 　　ＭＣＮＰ（ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏＮＰａｒｔｉｃｌｅＴｒａｎｓｐｏｒｔＣｏｄｅ） 产生。 是基于蒙特卡罗（ＭＣ）方法的用于计算三维复杂几 　　ＭＣＮＰ程序涉及面如此之多，关键是通过读入 何结构中的中子、光子、电子或者耦合中子／光子／ 一个经用户创建的称为ＩＮＰ的输入文件来进行计 电子输运问题的通用软件包，也具有计算核临界系 算。该文件必须遵循按照栅元卡（ｃａｒｄ）的格式进行 统（包括次临界和超临界系统）本征值问题的能力。 ［２］ 组织，指定描述空间问题的信息，具体地有 ： 该软件包通过ＦＯＲＴＲＡＮ语言编程实现。其中，ＭＣ （１）空间几何体的描述说明；（２）几何体的使用材 方法又称随机抽样或统计实验方法，属于计算数学 料描述和交叉区域的选择估计；（３）中子、光子以 的一个分支，它是在２０世纪４０年代中期为了适应 及电子这３种粒子源的位置和特性说明；（４）必要 当时原子能事业的发展而发展起来的。传统的经验 的回答卡和标记卡的类型；（５）任何必需的冗余量 方法由于不能逼近真实的物理过程，很难得到满意 消除技术，以提高计算效率。 的结果，而ＭＣ方法由于能够真实地模拟实际物理 　　目前，ＭＣＮＰ以其灵活、通用的特点以及强大 过程，故解决问题与实际非常符合，可以得到很圆 的功能被广泛应用于辐射防护与射线测定、辐射屏 满的结果。 蔽设计优化、反应堆设计、（次）临界装置实验、医 　　ＭＣＮＰ程序具有超强的几何处理能力，几何系 学以及检测器设计与分析等学科领域，并得到一致 统由几何空间单元（ｃｅｌｌ）组成，而几何空间单元的 认可。但是，ＭＣＮＰ的应用并不只限于这些领域。 界面（ｓｕｒｆａｃｅ）由平面、二次曲面及特殊的四次椭圆 ［３—５］ ２ ＭＣＮＰ的发展历程 环曲面组成。几何空间单元中的材料由包括同位素 在内的多种核素