open-source - MCNP モンテカルロ シミュレーションのオープンソースの代替手段

Question

MCNP (Monte Carlo N-Particle) は、モンテカルロ計算で放射線の影響をシミュレートする、かなり古いですが有名な Fortran コードです。放射線安全計算に使用できます。

MCNP スイートを入手するのは非常に困難で費用がかかり、コードは非常に読みにくいものです。

MCNP のオープン ソースの代替手段は何ですか?

Answer 1

OpenMC ( github )

OpenMC プロジェクトは、最新の方法に基づいた完全な機能を備えたモンテカルロ粒子輸送コードを提供することを目的としています。これは、ACE 形式の断面を使用する建設的なソリッド ジオメトリの連続エネルギー輸送コードです。このプロジェクトは、MIT の Computational Reactor Physics Group の下で開始されました。

詳細な背景情報については、この論文 ( ScienceDirect )を参照してください。