MCNP4B的开发及应用
MCNP使用说明
MCNP曲面：圆锥
圆锥的等式定义了两个“叶”。
参数中额外的条目是用来区分“正叶” 和“负叶”的
只有在圆锥平行于轴的时候才有效
MCNP曲面：Macrobodies
有限的“模块”构成的曲面（Chapter 3,
Section III.D, Table 3.1, p 3-12)
BOX 任意指向的正交框 RPP 直角平行六面体
栅元的复合曲面：
交
同时满足两个坐向的空间 算符输入：在两个曲面号中用空格
2 –1只表示同时满足坐向+2和坐向-1的空 间区域
栅元的复合曲面： 联
任意满足两个坐向之一的空间 算符输入：在两个曲面号中用冒号:
2:–1表示任意满足坐向+2和坐向-1之一的 空间区域
栅元的复合曲面：
余
表示栅元之外的空间
所有的表面垂直于各自的轴
SPH 球
与方程表示的球是一样的
RCC 直圆柱体
轴与底面垂直，但是方向任意
RHP(HEX) 直六面棱柱
与RCC相似但底为任意的六边形
MCNP曲面：Macrobodies
“坐向”与其他封闭曲面相类似
+ 正的坐向，点在曲面以外。 + 负的坐向，点在曲面以内。
MCNP4c3说明
堆工所21室 何涛 （翻译自UW－Madison教程）
MCNP摘要
简介 输入文件基础 几何描述 源的描述 计数描述 材料，物理成分和数据 高级计数描述 高级几何描述 各种简化 临界问题
MCNP简介
对Unix的熟悉 运行MCNP 绘制MCNP几何图象 MCNP输入文件结构
项。
nI前面必须放有一个数或由R或M产生的数据 项，后面还要跟有一个常数。
MCNP简介
MCNP简介MCNP(MonteCarloN2ParticleTransportCode)是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LosAlamosNationalLaboratory)开发的基于蒙特卡罗(MC)方法的用于计算三维复杂几何结构中的中子、光子、电子或者耦合中子/光子/电子输运问题的通用软件包,也具有计算核临界系统(包括次临界和超临界系统)本征值问题的能力。
该软件包通过FORTRAN语言编程实现。
其中,MC 方法又称随机抽样或统计实验方法,属于计算数学的一个分支,它是在20世纪40年代中期为了适应当时原子能事业的发展而发展起来的。
传统的经验方法由于不能逼近真实的物理过程,很难得到满意的结果,而MC方法由于能够真实地模拟实际物理过程,故解决问题与实际非常符合,可以得到很圆满的结果。
MCNP程序具有超强的几何处理能力,几何系统由几何空间单元(cell)组成,而几何空间单元的界面(surface)由平面、二次曲面及特殊的四次椭圆环曲面组成。
几何空间单元中的材料由包括同位素在内的多种核素组成,使用精确的点截面参数,对特定的评价库(ENDF/B2IV,V,VI库或ENDL851库),考虑了该库给出的所有中子反应类型。
在截面数据文件中收集了多种评价库的数据。
对热中子还配备了相应的截面数据,可按自由气体模型或S(α,β)模型处理。
对光子考虑了相干和非相干散射,并处理了光电吸收后可能的荧光发射或电子对产生。
MCNP程序涉及面如此之多,关键是通过读入一个经用户创建的称为INP 的输入文件来进行计算。
该文件必须遵循按照栅元卡(card)的格式进行组织,指定描述空间问题的信息,具体地有:(1)空间几何体的描述说明;(2)几何体的使用材料描述和交叉区域的选择估计;(3)中子、光子以及电子这3种粒子源的位置和特性说明;(4)必要的回答卡和标记卡的类型;(5)任何必需的冗余量消除技术,以提高计算效率。
目前,MCNP以其灵活、通用的特点以及强大的功能被广泛应用于辐射防护与射线测定、辐射屏蔽设计优化、反应堆设计、(次)临界装置实验、医学以及检测器设计与分析等学科领域,并得到一致认可。
MCNP计算三个实例
MCNP计算的应用领域
01
02
03
核反应堆设计
MCNP可用于模拟核反应 堆中子扩散、燃料棒性能 等，为反应堆设计提供支 持。
核安全评估
MCNP可用于评估核设施 的安全性，预测事故后果， 为安全决策提供依据。
放射化学研究
MCNP可用于研究放射性 物质的衰变、化学反应等 过程，为放射化学研究提 供支持。
MCNP广泛用于核工程、核安全、放射化学等领 域。
MCNP计算的特点
高度模块化
MCNP程序由多个模块组成，每 个模块可以独立运行，方便用户 根据需要进行修改和扩展。
精确度高
MCNP采用概率论方法模拟粒子 运动，能够较为准确地模拟复杂 核反应过程。
适用范围广
MCNP可以模拟不同类型粒子在 各种物质中的传输和相互作用， 具有广泛的适用性。
01
设置粒子的初始位置、速度、能量等参数，以及各区域的边界
条件（如反射、透射等）。
技巧
02
根据实际需求选择合适的初始条件和边界条件，以模拟真实的
粒子输运过程。
注意事项
03
确保初始条件和边界条件的设置合理且准确，避免对计算结果
产生负面影响。
计算结果分析
步骤
对MCNP计算结果进行后处理和分析，提取有用的信息，如粒 子分布、能量损失等。
放射性废物处理
MCNP在放射性废物处理领域也有广泛应用，通 过模拟放射性废物的衰变、迁移和扩散等过程， 为废物处理和处置提供科学依据。
武器物理模拟
MCNP也被用于武器物理模拟，如核爆炸、中子 武器和裂变武器等。通术支持。
医学放射治疗
• 智能化与自动化：随着人工智能和机器学习技术的发展，MCNP的智能化和 自动化也是未来的一个重要方向。通过引入人工智能和机器学习技术，可以实 现MCNP计算的自动化和智能化，提高计算效率和精度。
MCNP简明教程
简明教程MCNP程序简介J.Kenneth Shultis和Richard E. Faw郭英蕾于2019年5月译于成都由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发和维护的MCNP，是一种国际公认的、利用蒙特卡洛方法（即，MC）分析中子和γ射线（NP指的是中性粒子）输运问题的程序。
该程序能够模拟中子、光子或是中子-光子耦合（例如，中子相互作用产生的次级伽玛射线）的输运过程。
此外，MCNP还能处理电子的输运，包括：初始光子以及γ射线与物质相互作用产生的次级电子。
本简明教程强调了MCNP程序文件一些重要内容。
MCNP程序文件分为3卷：第Ⅰ卷为MCNP程序概述（第1章）和理论基础（第2章）。
第Ⅱ卷为用户指导文件，给出了MCNP的命令及其参数（第3章），以及多个实例（第4章），并介绍了输出文件（第5章）。
第Ⅲ卷为开发人员指导文件，给出了专业用户所需要一些技术细节。
注意：使用MCNP时，仍然沿用了一些过去使用的术语，例如，card曾经是指老式计算机的穿孔卡带，现在应理解为输入文件的一行内容。
对初学者而言，程序手册第Ⅰ卷第1章简要介绍了MCNP，总结了输入文件的编制、执行以及输出结果的理解。
强烈建议初学用户研读此章。
取得一些使用经验后，初学者应定期浏览第Ⅰ卷的其他章节，以便更好地理解MCNP特性背后的理论基础。
第Ⅱ卷对初学者和专业用户而言，都是必须的。
这一部分解释了MCNP命令及其参数，正是这些命令让MCNP真正成为一款功能强大的输运模拟程序。
本简明教程还给出了一些旁注，这些旁注给出了MCNP5程序手册对应的页码，在MCNP5手册相应页中详细介绍了本教程对应的内容。
MCNP程序手册内容丰富，因此，对初学者而言，很难区分哪些信息是用来学习使用MCNP程序，哪些信息是专业人员所需的。
为此，本教程计划为初学者提供一些更基本（和必要）的、且与MCNP程序相关的知识。
MCNP5程序手册对应的页码右图给出了输入文件的基本结构。
在输入文件中，每一行最多80列，且必须在前5列内开始输入命令助记符。
MCNP简介
MCNPMCNP常用的几个命令:一、计算命令计算命令默认情况下把inp 文件编辑完毕后，把inp 文件与mcnp 程序以及相关的核截面库数据文件放在同一个文件夹下，双击运行mcnp 程序即可运行。
经过一段时间的运行，程序将给出运行结果，默认情况下生成文件有runtpe 和out* 2 个文件，其中runtpe 这个文件是中间转储文件，一般不需要；计算结果则是保存在out*文件内，利用文本读写软件如“写字板” 打开后进行分析并对结果进行整理。
下图是未执行前的情形：在双击mcnp.exe 执行后，会发现多了2 个文件，如上所述：如果再双击mcnp.exe，则会出现下述的情形，即不覆盖原来的结果：如果为了增加在运行时的灵活性，那么可以在命令行(cmd)下的利用通用的命令来进行，其命令格式是：mcnp inp=11.txt outp=11.out 这里的mcnp 是命令，11.txt 是输入文件，相当于默认的inp 文件，11.out 是结果输出文件，相当于默认的oupt 文件。
删除掉上面的4 个生成文件，在mcnp 软件的当前目录下输入：那么可以看到，那么可以看到，执行结果为11.out 和runtpe，即此时输入文件的名，即此时输入文件的名称和输出文件的名称我们都可以自由指定：称和输出文件的名称我们都可以自由指定：二、绘图命令1、进入绘图界面、在4C 版本里面，如果需要绘图，则必须需要用Dos 命令来做。
打开命令窗口(在开始菜单中的“运行”子菜单里面输入“cmd” ，回车)，利用“cd”命令进入MCNP 程序所在目录(建议MCNP 所在的文件夹路径要尽量短并且文件夹名称为英文名称)，输入MCNP IP 命令，此时系统会自动给你打开MCNP 的绘图命令窗口：MCNP 的操作界面，在主窗口里会出现 2 个子窗口，名称分别为MCNP Execute Window(命令窗口)和MCNP Plot Window(绘图窗口)，如上图所示，用户在命令窗口中输入各种绘图命令和相关参数，MCNP 将把执行结果显示在绘图窗口中。
MCNP程序简介—张毅
定义组成栅元的曲面信息。
其它数据，包括问题类型、源描述、材料描述、计数描 述，问题截断条件等。
其它
选择项
数 据 卡
MCNP栅元卡
一 、栅元卡 格式： j m d geom param 或 j LIKE n BUT list j：栅元序号，可在1到9999之间 m：材料序号， 从材料卡中指定材料m，若m=0表示真空 d: 材料密度，正直时表示原子密度（1024个原子/cm3)，当为负值时，表示质量密度
National Laboratory)在蒙特卡罗方法的基础上开发的。
MCNP运行
运行过程：
MCNP输入文件 MCNP程序输入的描述
MCNP的输入包括几个文件，但主要的一个是由用户编写的INP文 件，该文件包括描述问题所必须的全部输入信息。文件采用卡片结构， 每行代表一张卡片，文件由一系列卡片组成，对于任一特定的问题，只 需用到INP全部输入卡片的一小部分。
MCNP 程序
MCNP程序介绍
张毅
兰州大学核科学与技术学院
主要内容 • 蒙特卡罗（Monte Carlo）方法 • MCNP运行过程 栅元卡
• MCNP输入文件
曲面卡
数据卡
• 程序演示
Monte Carlo
• 蒙特卡罗（Monte Carlo）方法，又称随机抽样或 统计试验方法属于计算数学的一个分支 • MCNP 是一个通用的Monte Carlo 粒子输运程序。 可用于中子、光子、电子，或耦合中子、光子、 电子输运。是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LosAlamos
（g/cm3) geom:栅元几何说明，由几何曲面号组成 param：栅元参数说明 n：其他栅元 list：栅元j与n的不同之处
MCNP程序使用说明(2005)
MCNP程 MCNP程序使用说明
专业: 核工程与核技术 班级: 核001、002、003班
核 科 学 技 术 学 院
• • • •
一、概述 二、MCNP程序运行流程图 三、MCNP程序上机操作 四、MCNP程序输入文件
一、概论
核 科 学 技 术 学 院
MCNP是美国Los Alamos 实验室研制开发的一个大型的多功能 的蒙特卡罗中子——光子耦合输运程序。 在Los Alamos实验室，随着计算机的发展，Monte Carlo代码也随之 改进。 1963年第一个正式的Monte Carlo代码MCS问世。 1965年MCS发展成了MCN，MCN可以解决三维的中子输运问题， 它可以调用核数据库。 1973年MCN同处理光子的Monte Carlo代码MCG合并，促成了 MCNG的问世。 1977年MCNG同专门处理光子的Monte Carlo代码MCP合并，从此 MCNP就诞生了。虽然起初MCNP指定是Monte Carlo 中子（Neutron） 光子（Photon），而现在MCNP指定的是Monte Carlo N-Particle。 1983年发表了MCNP3，1986年发表了MCNP3A和1988年发表了 MCNP3B。 1990年发表了MCNP4 UNIX版本，并且该版本包含量计算电子输运 问题的功能。1993年发表了MCNP4A，1997年发表了MCNP4B，2000 年发表MCNP4C。
四项书写功能： 四项书写功能：
A：nR 功能：表示前一个数据再重复 n 遍（ R 表示重复）。 B：nI 功能：表示前后相邻的两个数间插进 n 个线性插值点。 C：XM 功能：它表示的数值等于它前面的数据与 X 之积。 D：nJ 功能：表示在它出现的卡片上，从它所在位置开始跳过 n 项不 指定的数据，而使用缺省值。
MCNP使用说明经典版
2cm，中间半径1.2cm。
第41页/共163页
MCNP栅元：栅元基本特性
• 栅元不仅仅是指几何形状，还包括 • 材料：定义栅元中用来输运和反应的截面 • 重要性： • 基本用途：把无用的universe和物理模型分离开来 • 高级用途：改进问题的统计结果
第21页/共163页
曲面
• 由方程定义 ▪ 曲面由方程及参数确定 ▪ 例如： • 一个球心在原点半径为R的球 j so R • 平行于y轴半径为R的圆柱 j c/y x z R • 垂直于z轴的平面 j pz z
第22页/共163页
栅元中的复合曲面
• 栅元中的点和曲面的关系通过栅元对曲面的坐向联系起来：“+” 和“-” —曲面将universe分为两个半区
• 每一对坐标点定义曲面上的一个点 • 第一个坐标：点离轴的距离 • 第二个坐标：点离轴的半径
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MCNP曲面： 用点定义对称曲面
• 一个点：定义一个平面
• 两个点：定义平面或者线性曲面（圆柱、圆 锥三曲）个面点或：者定二义次平曲面面、（线 球性 或
者一般的二次曲面）
所有的点都在同一叶上
%> mcnp name=exl
第5页/共163页
• 运行一次 %> mcnp i=demo1 －什么文件被创建？
• 再运行一次 %> mcnp i=demo1 －这时候什么文件被创建？
练习1a
第6页/共163页
不要使用默认文件e o=outName r=runName n=baseName i=inname n=baseOutName
MCNP4B的开发及应用
第三章MCNP输入的描述MCNP的输入包括几个文件，但主要一个是由用户填写的INP(缺省文件名)文件，该文件包括描述问题所必需的全部输入信息。
对于任何一个特定的问题，只需用到INP的全部输入卡片的一小部分,“卡”这个词描述的是一个最多可达80个字符的输入行。
有些MCNP的输入项存在最大维的限制，用户可以通过修改代码来改变它们的最大值。
MCNP的所有功能都应谨慎使用并应具备相应的知识。
尤其在探测器的调试和降低方差的实现方面，因此，在运行MCNP之前，建议阅读第二章中相应的部分。
Ⅰ. INP文件INP文件有初始运行及接续运行的两种形式，它们都可包括一个可选择的信息块，用以替换或补充MCNP的执行命令行信息。
A.信息块用户可以在INP文件中标题卡的前面有选择性的放一些信息卡，在没有执行行信息的计算环境下，只有信息块能给出MCNP一个执行信息。
这是一个避免重复输入一些信息的常用方法。
信息块用字符串“MESSAGE：”作为开始，并且限定在1-80列，字符可以是大写、小写或大小写混合，空行定界符前所有的卡都作为继续卡。
信息块中$和&符号都是结束行标志，在标题卡(title card)之前用一个空行分隔符结束信息块。
信息块上各部分的语法和在第一章所讨论的执行行信息一样。
信息块上各部分的意义和执行行信息是一样的，但执行行信息与信息块中所指定的信息有冲突时，则执行行信息优先于信息块上的同样信息，特别地：a.在信息块上，INP=文件名是不合法的，只能在MCNP的执行行改变INP文件的名字。
b.在A=B（文件名替换）的情况下，如果A=这一结构在执行行信息上出现，也在信息块上出现，则信息块上这一项被忽略。
c.如果在执行行信息中有任意一个程序模块执行选项（如IP或IX），则信息块的全部执行选项被忽略。
d.在执行行上的任何关键词项都将使得在信息块上的相应项被忽略。
例如，在执行行信息上的C7（指定接续第七次转储）将使信息块上的C4被忽略。
MCNP介绍
(1 -2 -6):(4 –5 -9) 2 -3 -7 3 –4 -8
2) 栅元描述卡
格式： j
m d geom params LIKE n BUT list 栅元号，1≤ j ≤99999，写在第 1～5 列上。 栅元材料号，与材料卡（Mm）中的序号对应。 m ＝0 为真空栅元。 栅元材料密度。正值为原子密度，负值为质量 密度。对于真空栅元，该项缺省，不填写。 栅元的几何说明。由一系列带符号的曲面号经 过布尔运算组成。
(2) 初始运行的输入文件
信息块 选择项 空行分隔符 标题卡 栅元卡 … 空行分隔符 曲面卡 … 空行分隔符 数据卡 … 空行分隔符 其它 仅一行，占用第 1～80 列。作为输出标题。
定义构成整个系统的各个基本介质单元以及 相应的物理信息。
定义组成栅元的曲面信息。
其它数据，包括问题类型、源描述、材料描 述、计数描述，问题截断条件等。 选择项
(8) 检查几何错误 MCNP在处理输入文件的数据时，不能检 查一种非常重要的输入错误。即MCNP无法查 出各栅元之间的重叠和空隙，只有当粒子丢失 时，才会发现几何错误。即使如此，可能仍然 无法准确判断错误性质。
<一> 几何区域(cell)定义 在MCNP中，不直接对几何体进行描述，而是通过对 围成该几何体的面进行描述来实现几何体或几何区域的定义。 任何一个几何区域都是由若干面围成的。区域（cell）定义格 式如下： 区域号 物质号 物质密度 区域定义（若干面围成） 例1 1 1 -7.9 1 –2 3 –4 5 －6 $区域1 2 0 -7 #1 $区域2 3 2 -8.9 7 –8 $区域3
或：
j
j m d geom
param 任选的栅元参数说明。 s n 另一个栅元的名字（编号）。
MCNP关键知识点解说
• 除此之外，就是编写的输入文件有问题。
3 MCNP是否正确运行完成
• 1 检查运行界面中是否提示：
3 MCNP是否正确运行完成（续）
• 1 检查运行界面中是否提示： • 2 检查输出文件，具体步骤是：
– 1 打开输出文件； – 2 搜索 “ fatal error ” ，如果没有，表明计算
• 4.4 FOM值 – FOM=1/(R2T) – R：计算结果的相对误差；T：计算时间； – 用于表征运行结果可靠性。
5 如何理解和使用MCNP计算结果
仅列举最常用的若干个：
5 如何理解和使用MCNP计算结果
仅列举最常用的若干个：
5 如何理解和使用MCNP计算结果
仅列举最常用的若干个：
5 如何理解和使用MCNP计算结果 (举例）
• 如何转换为常见单位：
– 算例1：假设放射源活度是A=1Ci=3.7×1010Bq， 计算结果是X，那么通量=A X，此时结果单位 是1/cm2
– 算例2：假设放射源活度是A=1Ci=3.7×1010Bq， 计算结果是D，那么单位时间内单位质量内沉 积的能量=A D 109 103 ，单位是J/kg/s，即吸收 剂量率。
MCNP运行关键知识点解说
• 1 MCNP 核心文件组成 • 2 保证MCNP顺利运行 • 3 MCNP是否正确运行完成 • 4 MCNP输出文件中应该关注的内容 • 5 如何理解和使用MCNP计算结果
1 MCNP 核心文件组成
文件
MCNP.exe xsdir XS 子目录 输入文件 运行.bat
– 算例1：1/cm2/粒子，表示每个模拟的粒子对光子通量 的平均贡献；
MCNP及使用
C/X
C/Y C/Z CX CY CZ
圆柱面
( y y)2 ( z z )2 R 2 平行于Y轴 ( x x )2 ( z z )2 R 2 平行于Z轴 ( x x )2 ( y y)2 R 2 轴心在X轴 y2 z2 R2 轴心在Y轴 x2 z 2 R2 辐射防护与环境保护研究室 轴心在Z轴 x2 y2 R2
辐射防护与环境保护研究室
MCNP发展历史
MC方法研究 （1948年开始） Stan Ulam, John,von Neumann Nicholas Metropolis M.C 方法的命名
It was Nicholas Metropolis who noted that Stan had an uncle who would borrow money from relatives because he “just had to go to Monte Carlo” and thus named the mathematical method “Monte Carlo.”
辐射防护与环境保护研究室
MCNP粒子能量限制
neutron：
10E-11 MeV to 20 MeV(all isotope) up to 150 MeV(some isotope)
photon: 1keV to 100GeV electron: 1keV to 1GeV
辐射防护与环境保护研究室
粒子死亡条件 运算终止条件 减方差技巧
已知：粒子源 粒子类型 位置 方向 能量
辐射防护与环境保护研究室
求：？
统计量 统计方式
输入文件
输入文件采用卡片结构 信息块 可选 空行分隔符 可选 标题卡 栅元卡 ┆ 空行分隔符！ 面卡 ┆ 空行分隔符！ 数据卡 ┆ 空行终止符 推荐使用 其它 可选
MCNP绘图常用的几个命令
MCNP常用的绘图命令1、进入绘图界面在4C版本里面，如果需要绘图，用dos命令来启动MCNP绘图模式。
1.1打开命令窗口（开始程序→附件→命令→提示符）；1.2 利用切换盘符命令和“cd”命令进入MCNP所在目录，如下图1的第1-2步；1.3 输入mcnp inp=输入文件名ip（ip意思为initiate and plot），如下图1的第3步；图1、启动mcnp4c的绘图模式的默认命令此时系统会自动给你打开MCNP的绘图命令窗口，如下图2：图2、mcnp4c绘图模式初始状态在子窗口“MCNP Execute Window”中会有类似Dos的Plot>出现，等待用户输入各种绘图命令，绘图结果将显示在另一个子窗口MCNP Plot Window中。
2、基本绘图命令介绍2.1常见绘图命令图3、mcnp常见绘图命令列表2.2 绘图命令解释1）Options：显示可用命令的关键词列表；2）Status：显示绘图参数的当前值；3）Exit：退出查询命令菜单。
4）Basis X1 Y1 Z1 X2 Y2 Z3：第一个X1 Y1 Z1向量是屏幕水平方向，第二个X2 Y2 Z3向量是屏幕的垂直方向。
格式：basis 1 0 0 0 1 0 ；屏幕显示的是X-Y平面5）Origin：视平面的中心。
格式：origin X Y Z ；表示模型的坐标原点6）Extent EH EV：限制视平面的大小。
例1：对于PX截面，origin X Y Z extent Y1 Z1；则屏幕显示区域为水平方向Y-Y1、Y+Y1；Z-Z1、Z+Z1例2：extent 数字1 或者是extent 数字1 数字2，分别大小为数字1*数字1或是数字1*数字2的区域7）PX，PY，PZ：各方向上的截面，以PX例，相当于basis 0 1 0 0 0 1 origin VX vy vz。
例：PX 1.0 basis 0 1 0 0 0 1 origin 1.0 vy vz8）Label S C DES：S、C分别指是否在曲线、区上打印标号，DES指示区标的意义。
外照射剂量计算算法
12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说，剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。
了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。
对用户来说，了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。
12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。
因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂，并且实际应用时为了增加计算速度，剂量计算算法必须取物理模型的近似值。
这是剂量计算算法的内在限制。
结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高，但在其他另一些复杂条件下是精度不够。
通常来说，更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。
常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。
剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。
一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。
12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现，算法就可以被转化成计算机代码。
这些编码过程需要软件的如下支持：（1）接受与病人影像资料或者轮廓数据；（2）允许描画靶体积和正常组织；（3）确定射线几何参数和射野形状；（4）允许对辅助设备的附加支持，例如楔形板，挡铅和多叶准直器（MLC）等；（5）可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算；（6）可以提供简易的治疗计划评估和优化；（7）可以在显示器上提供计划设计的结果；（8）可以通过网络或打印机对计划进行输出。
事实上，软件中大部分代码用来信息管理，只有相当少的代码被用来剂量计算。
尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法，但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。
考虑到计算速度的需要，软件的有时候会简化原原来的数学公式，这样计算结果就会产生一定的误差。
12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。
MCNPX介绍
MCNPX介绍MCNP(Monte Carlo N-Particle)由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(Los Alamos National Laboratory)通过FORTRAN语言编程开发的一套模拟中子、光子和电子在物质中输运过程的通用蒙特卡罗计算程序，该软程序也具有计算核临界系统（包括次临界和超临界系统）本征值问题的能力。
美国LosAlamos为其所投入的研究、发展、程序编写及参数制作超过了500人年。
程序诞生于1963年,20世纪70年代中期由中子程序和光子程序合并,形成了最初的MCNP程序。
MCNP 具有几何处理能力强，物质反应截面丰富，计算功能全面，可以使用多种减小方差技巧等优点。
从最初的MCNP程序起，每2-3年更新一次,版本不断发展,功能不断增加,适应面也越来越广。
针对MCNP程序本身以及其应用领域的特点,今后在MCNP输入文件辅助制作工具、几何模型可视化等方面都很具有发展潜力,同时在某些特殊领域,可以对MCNP进行二次开发,对其做源代码级的修改,以适用于具体的问题。
另一方面,随着科学计算可视化理论以及虚拟现实技术的发展,开发具有复杂几何体的建模和虚拟组装、三维空间不规则数据场的可视化以及MCNP计算结果可视化处理功能的高度集成可视化平台,也可以更好地促进MCNP的应用,并在一定程度上促进科学计算可视化理论以及虚拟现实技术的进一步发展。
1.2 MCNPX简介从最初的MCNP程序起，每2-3年更新一次,版本不断发展,功能不断增加,适应面也越来越广,而MCNPX就是MCNP程序系列里的一个版本。
MCNPX (Monte Carlo N-Particle eXtended)是由MCNP4B发展而来，结合了LAHET等程序，是对MCNP的一个扩展，最重要的部分是其中加入了对重带电粒子的输运，最新版本为MCNPX 2.7.0。
此外该程序还加入了一些扩展功能，类似stop卡和mesh tally等。
mcnp简介[新版]
![mcnp简介[新版]](https://img.taocdn.com/s3/m/ea6c9b357275a417866fb84ae45c3b3567ecdd23.png)
MCNP(MonteCarloN2ParticleTransportCode)是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LosAlamosNationalLaboratory)开发的基于蒙特卡罗(MC)方法的用于计算三维复杂几何结构中的中子、光子、电子或者耦合中子/光子/电子输运问题的通用软件包,也具有计算核临界系统(包括次临界和超临界系统)本征值问题的能力。
该软件包通过FORTRAN语言编程实现。
其中,MC 方法又称随机抽样或统计实验方法,属于计算数学的一个分支,它是在20世纪40年代中期为了适应当时原子能事业的发展而发展起来的。
传统的经验方法由于不能逼近真实的物理过程,很难得到满意的结果,而MC方法由于能够真实地模拟实际物理过程,故解决问题与实际非常符合,可以得到很圆满的结果。
MCNP程序具有超强的几何处理能力,几何系统由几何空间单元(cell)组成,而几何空间单元的界面(surface)由平面、二次曲面及特殊的四次椭圆环曲面组成。
几何空间单元中的材料由包括同位素在内的多种核素组成,使用精确的点截面参数,对特定的评价库(ENDF/B2IV,V,VI库或ENDL851库),考虑了该库给出的所有中子反应类型。
在截面数据文件中收集了多种评价库的数据。
对热中子还配备了相应的截面数据,可按自由气体模型或S(α,β)模型处理。
对光子考虑了相干和非相干散射,并处理了光电吸收后可能的荧光发射或电子对产生。
MCNP程序涉及面如此之多,关键是通过读入一个经用户创建的称为INP 的输入文件来进行计算。
该文件必须遵循按照栅元卡(card)的格式进行组织,指定描述空间问题的信息,具体地有:(1)空间几何体的描述说明;(2)几何体的使用材料描述和交叉区域的选择估计;(3)中子、光子以及电子这3种粒子源的位置和特性说明;(4)必要的回答卡和标记卡的类型;(5)任何必需的冗余量消除技术,以提高计算效率。
目前,MCNP以其灵活、通用的特点以及强大的功能被广泛应用于辐射防护与射线测定、辐射屏蔽设计优化、反应堆设计、(次)临界装置实验、医学以及检测器设计与分析等学科领域,并得到一致认可。
MCNP4B快速入门
个光子产生并暂时存储起来。在事件 2 处�该人射中子发生裂变并消亡�同时产生两个
MCNP4B 快速入门
(MCNP4B Quick Start Guide)
2002 年 6 月
前言
本手册简单介绍了 Monte Carlo 方法和 MCNP4B 并附以实例说明 MCNP4B 的使用。本文的目的在于告诉 MCNP4B 初学者如何快速入门�因 此很多内容不曾涉及。
手册包括 3 部分内容�Monte Carlo 方法与 MCNP4B 简介�MCNP4B 的使用�MCNP4B 应用实例。由笔者水平所限�若有纰漏望批评指正。
新的中子和一个光子。裂变产生的光子和一个中子被存储起来�现在开始对另外一个中 子进行跟踪。这个中子在事件 3 处被俘获�这时取出那个刚才存储起来的中子�通过随 机抽样�该中子
图 1 中子入射到平板上与物质发生相互作用 在事件 4 处逃逸出平板�MCNP 结束对该中子的模拟�重新取出裂变产生那个光子进行 跟踪。这个光子在事件 5 处发生碰撞并在事件 6 处逃逸出平板。现在取出最后一个粒子 ——在事件 1 处产生的光子进行跟踪�该光子在事件 7 处被俘获吸收。至此入射中于的 整个历史也就完成了。需要注意的是�MCNP 在重新取回以前存储的粒子时�是按照这 样的规则进行的�最后存储的粒子最先被取出�也就是“先进后出”或“后进先出”的 堆栈操作。
个体必须是随机的�每个个体必须是独立的�抽样越多对母体的判断也就越准确。Monte Carlo 方法非常适于解决粒子输运问题�从某种意义上讲�Monte Carlo 方法可以部分的 替代实验。Monte Carlo 方法解决问题时�不从方程或者数学公式出发�非常直观而且 不受几何条件的限制。这和确定性�deterministic�方法是截然不同的。确定性方法�如 常用的分离坐标法�主要是求解表征大多数粒子行为的传输方程�而 Monte Carlo 并不 求解某特定方程�而是模拟每个粒子的行为并记录它们的平均行为的某些方面�tally�� 然后利用中心极限定理便可推出粒子在物理系统中的平均行为。也就是说�这两种方法
MCNP简介
• 73年MCN和MCG合并成MCNG，为MCNP 的雏形。
• MCNP于76年开发成功，77年6月发行。
3. MCNP应用领域
反应堆设计、核临界安全、辐射屏蔽和 核防护、探测器的设计与分析、核测井、个 人剂量与物理保健、加速器靶的设计、医学 物理与放射性治疗、国家防御、废物处理、 射线探伤等。
• nI前面必须有一个数据或者有由R或M所产 生的数据项，而且后面还必须有一个数。
• XM前面必须有一个数或者有由R或M所产 生的数据项。
• nJ前面可以是除了I以外的任何内容，或作 为输入行的开始。
MCNP输入文件格式
• 1 3M 2R • 1 3M I 4 • 1 3M 3M • 1 2R 2I 2.5 • 1 R 2M • 1R R • 1 2I 4 3M • 1 2I 4 2I 10 • 3J 4R • 1 4I 3M • 1 4I J
SY 球 球心在Y轴 x2+(y-y0)2+z2-R2=0
SZ 球 球心在Z轴 x2+y2+(z-z0)2-R2=0
C/X 圆柱 平行于X轴 (y-y0)2+(z-z0)2-R2=0
卡片上的 输入 ABCD D D D R x0 y0 z0 R x0 R y0 R z0 R y0 z0 R
表1. MCNP曲面卡
6. MCNP软件安装及运行流程
MCNP主程序
读入INP文件
若有
读所需的截面数据
调用用户子程序
进行模拟计算 输出结果 结束
7. MCNP输入文件
MCNP的输入文件包括截面数据库文件、 XSDIR文件、INP文件等。
MCNP4B程序可视化运行平台开发
MCNP4B程序可视化运行平台开发
范佳锦;王义;程建平;杨平利;田慧;杜宏亮
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2002(022)001
【摘要】成功开发了一套基于Windows98系统的MCNP程序可视化运行平台McnpClient.它界面美观、操作简便、易学易用,将会获得不熟悉MCNP程序和蒙特卡罗方法的物理工作者的欢迎,有利于MCNP程序的推广应用.
【总页数】4页(P52-55)
【作者】范佳锦;王义;程建平;杨平利;田慧;杜宏亮
【作者单位】清华大学工程物理系,北京,100084;清华大学工程物理系,北
京,100084;清华大学工程物理系,北京,100084;西北核技术研究所,陕西,西安69信箱,710024;西北核技术研究所,陕西,西安69信箱,710024;西北核技术研究所,陕西,西安69信箱,710024
【正文语种】中文
【中图分类】O411.2
【相关文献】
1.用程序调试器动态可视化运行程序进行程序设计教学的方法 [J], 浦路平
2.核电厂放射性源项程序DORAST可视化平台开发 [J], 李璐;陈义学;刘兆欢;袁龙军;马续波
3.基于VB2010常用药学程序计算可视化设计平台开发 [J], 于净;胡兴佳;赵宗;栗智;高燕琳;李帅康
4.MPI程序运行的物理结点工作状态的捕获与可视化 [J], 杜晓楠
5.基于VB2010常用药学程序计算可视化设计平台开发 [J], 于净; 胡兴佳; 赵宗; 栗智; 高燕琳; 李帅康
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放射源安全防护的几个问题
D值 6×10-2TBq 2×10-2 TBq 3×10-2 TBq 1×10-1 TBq 4×10-2 TBq
核素 125I 131I 192Ir 63Ni
整理课件
D值 2×10-1 TBq 2×10-1 TBq 8×10-2 TBq 6×101 TBq
15
常见的人工核素ɣ源
某核素的照射量率常数：
放射源安全防护的几个问题
整理课件
1
内容
放射性基本知识 常用放射源分类 放射源的应用 放射源管理现状 对放射源的防护 放射源防护计算的几个问题
整理课件
2
放射性基本知识
1.原子的基本结构
中子 质子 电子
图1 原子结构
整理课件
3
放射性基本知识
2.元素
镧系元素
锕系元素
图２ 元素周期表整理课件
整理课件
21
对放射源的防护
（已知源）
外照射防护
内照射防护
时间防护； 距离防护； 屏蔽防护
围封；
保持清洁和对被污染的空气、水和 物体表面采取去污措施；
制定适宜的管理规定和操作程序尽 量减少吸入或摄入放射性物质；
采用合适的个人防护器具； 妥善储存放射性物品。
整理课件
22
对已知源的防护中的几个注意事项
针对源项选择监测仪器
按射线类型（α、β、ɣ、中子）、源类型（固体、液体、 气体）、放射性活度大小，探测器的能量探测限、强度 探测限，以及选择对相关源项灵敏度高的仪器 ；
警惕大剂量造成的仪表堵塞
监测仪表在工作状态无计数的一种情况是大剂量造成计 数堆积使仪表堵塞，要特别警惕。
建立定期监测及连续监测系统
能完成大范围近距离快速搜寻，在道路发达的城市更 具优势；
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第三章MCNP输入的描述MCNP的输入包括几个文件，但主要一个是由用户填写的INP(缺省文件名)文件，该文件包括描述问题所必需的全部输入信息。
对于任何一个特定的问题，只需用到INP的全部输入卡片的一小部分,“卡”这个词描述的是一个最多可达80个字符的输入行。
有些MCNP的输入项存在最大维的限制，用户可以通过修改代码来改变它们的最大值。
MCNP的所有功能都应谨慎使用并应具备相应的知识。
尤其在探测器的调试和降低方差的实现方面，因此，在运行MCNP之前，建议阅读第二章中相应的部分。
Ⅰ. INP文件INP文件有初始运行及接续运行的两种形式，它们都可包括一个可选择的信息块，用以替换或补充MCNP的执行命令行信息。
A.信息块用户可以在INP文件中标题卡的前面有选择性的放一些信息卡，在没有执行行信息的计算环境下，只有信息块能给出MCNP一个执行信息。
这是一个避免重复输入一些信息的常用方法。
信息块用字符串“MESSAGE：”作为开始，并且限定在1-80列，字符可以是大写、小写或大小写混合，空行定界符前所有的卡都作为继续卡。
信息块中$和&符号都是结束行标志，在标题卡之前用一个空行分隔符结束信息块。
信息块上各部分的语法和在第一章所讨论的执行行信息一样。
信息块上各部分的意义和执行行信息是一样的，但执行行信息与信息块中所指定的信息有冲突时，则执行行信息优先于信息块上的同样信息，特别地：a.在信息块上，INP=文件名是不合法的，只能在MCNP的执行行改变INP文件的名字。
b.在A=B（文件名替换）的情况下，如果A=这一结构在执行行信息上出现，也在信息块上出现，则信息块上这一项被忽略。
c.如果在执行行信息中有任意一个程序模块执行选项（如IP或IX），则信息块的全部执行选项被忽略。
d.在执行行上的任何关键词项都将使得在信息块上的相应项被忽略。
例如，在执行行信息上的C7（指定接续第七次转储）将使信息块上的C4被忽略。
e.如果C或Cm在信息块上出现，不在执行行上，则这个运行仍是一个接续运行。
B.初始运行用这种形式建立一个蒙特卡罗问题（描述问题的几何结构、材料、记数要求等），如果需要，便可直接运行。
该初始运行输入文件的格式如下：信息块可选空行分隔符可选标题卡栅元卡┆空行分隔符曲面卡┆空行分隔符数据卡┆空行终止符推荐使用其它可选在可选信息块后面的第一行是问题的标题卡，它限于80列的一行，它作为MCNP各部分输出表的标题使用，字符可以是大写、小写或大小写混合。
数据卡后面不管有没有空行分隔符，MCNP都能运行，如果数据卡后面有空行终止符，则MCNP将不再读后面的附加行（即使附加行存在）。
有些用户喜欢保留附加行，如改变这个问题的不同版本或者与这个输入文件本身有关的文本信息，这个终止符能防止读入这些附加的信息。
C.接续运行接续运行文件是用于继续计算一个早先被终止计算的问题（例如，对于一个工作先运行2小时，接着再运行一段时间），也可以用于对早先终止计算的问题进行重新编辑输出文件。
一个接续运行文件必须在信息块或者在MCNP的执行行中含有C或者CN以指明是一个接续运行方式，除非用Cm转储文件M处开始接序运行，否则将从最后一个转储文件处开始。
除了在MCNP的执行行中用C或CN选项，还有两个文件对接续运行非常重要：（1）省缺名为RUNTPE的转储文件；（2）一个可选的接续运行文件（省缺名为INP）。
转储文件，它是在初始运行时生成的，这个文件内容包括几何参数、截面参数、问题参数及重新开始运行所必需的全部其它信息，此外该运行在各个阶段的结果也记录在一系列的转储文件中。
转储文件存储的时机将在PRDMP卡中详细讨论，用户可从这些转储中的任何一个启动运行。
CN执行信息选项与C选项只有一点不同，即在接续计算中的转储数据直接存放在转储文件RUNTPE文件的固定数据部分之后，而不是放在原接续位置之后，新的转储内容覆盖旧的转储内容，这为用户防止RUNTPE文件不受控制地增长提供了方法。
RUNTPE的增长可在PRDMP卡中NDMP输入上控制。
在可选的接续运行输入文件中，必须把CONTINUE这个词作为第一行（标题卡）的第一个输入，或者也可放在信息块和空行分隔符之后，字符可以是大写、小写或大小写混合。
接续运行的输入文件格式如下：信息块可选空行分隔符可选CONTINUE数据卡┆空行分隔符推荐使用其它可选接续运行的输入文件中所允许的数据卡是初始运行输入文件中数据卡的子集，允许使用的数据卡是FQ、DD、NPS、CTME、IDUM、RDUM、PRDMP、LOST、DBCN、PRINT、KCODE、MPLOT、ZA、ZB以及ZC。
如果上述项都没有改变（并且计算环境允许执行行信息），则不需要接续输入文件；仅需要运行文件RUNTPE及执行行上的C选项。
例如，如果一个作业运行一分钟左右，因时间限制中断，但又想多运行一些粒子，这时可简单地执行命令行上的C或者CN信息，作业将从中断的地方重新开始运行，直到另一个新给的时间限制或者粒子截断或者人为停止。
这个例子假定来自初始运行的一个名为RUNTPE覆盖文件在当前目录下。
完整的接续运行执行行选项为C m或者CN m，m特指从转储文件RUNTPE接续运行的覆盖号，如果m没有特指，最后覆盖号被默认使用。
如果前次运行是因处理完指定的总粒子数（NPS）而终止的，那么在接续运行时，必须给出NPS卡，增大需处理的总粒子数NPS，NPS包括接续运行和初始运行的所有的初始粒子历史，接续运行中的CTME是指这个运行所花的时间，而不是总时间。
为了运行更多的KCODE循环，只有第四个输入KCT 起作用，和NPS卡类似，KCT包括以前的循环在内的所有循环。
在接续运行文件中，NPS卡上给出是负值时，将只是对前次转储的中间结果进行编辑输出，并不再多计算历史。
当原有的输出文件已经丢失。
或者想通过PRINT卡或FQ卡改变输出内容时，使用这一方式是十分方便的。
但在初始运行使用FILES卡时要谨慎小心。
见3-119页。
D.卡片格式INP输入文件的每一行（称之为一个卡）都限于使用1-80列。
英文字符可以用大写、小写或大小写混合。
大部分输入卡按行填写；然而，对数据卡允许按列格式填写。
注释可以加入到任意一个输入卡中。
$符号（美元符号）为它所在那行数据的结束符，在$符号后面的内容作为注释。
空行可以被用作分界符和终止符，数据项用一个或多个空格分开。
输入文件中，在标题卡之后及最后的空行结束卡之前，任何地方都可插入注释卡。
注释卡的第1—5列必须有字母“C”，且后面至少要有1个空格。
注释卡仅在输入内容的原形输出部分打印出，不再在输出文件的其它任何部分出现。
FCn卡是作为用户注释用，它作为记数类型n的表头文字，作为记数的标题。
SCn卡也是作为注释用，它作为源概率分布n的表头文字。
标题卡被限定在1—80列的范围内使用，可以包括任何用户所期望的信息甚至也可以是空白。
它通常描述的是特别问题的信息，但要注意其它地方使用空格或空行表示分界符和终止符。
1.行输入格式栅元卡，曲面卡，及数据卡都必须从第1～5列开始，数据输入紧跟在卡名或卡号和指定粒子之后，而这些数据项又被一个或多个空格分开。
如果1～5列为空白，则表示它是前一张卡的继续卡。
而至少一个空格以后的符号&表示随后的卡是继续卡，继续卡数据限定在1-80列。
完全空白卡为在两个输入块之间的定界符。
一个数据项必须在一张卡上写完，不得跨到下一张卡上。
对任何给定的带有粒子标识符的类型卡只有一张。
需要整数输入的地方必须填写整数。
其它数据可填写为整数或浮点数，MCNP能正确地读入。
实际上，非整数数据能用任何FORTRAN语言接受的E格式描述。
为书写方便，可以使用四项书写功能：A．nR功能，表示将它前面的一个数据再重复n遍（R表示重复）。
例如：2 4R和2 2 2 2 2是一样的。
B．nI功能，表示在与其前、后相邻的两个数之间插进n个线性插值点（I表示插值）。
例如：1.5 2I 3.0就相当于给出1.5 2.0 2.5 3。
在X nI Y这种结构中，如果X和Y是整数，并且Y-X刚好是n+1的倍数，则产生标准的整数插值。
否则产生实数插值。
而y被保存到所有的事例中。
在上述例子中，2.0是实数，但不一定精确，而1 4I 6=1 2 3 4 5 6的全部插值点都是精确的。
C．XM功能：它表示的数值是等于前面的数据与X之积。
例如：1 1 2M 2M 2M 4M 2M 2M相当于1 12 4 8 16 64 128 256D．nJ功能：表示在它出现的卡片上，从它所在位置开始跳过n项数据，使得它们使用缺省值。
例如下面两个卡是等同的：DD .1 1000DD J 1000J J J也等于3J。
这个功能使你能够简单地跳到卡片上的特定数据项，而不须给出前面的数据项数据，当想要使用缺省值，而又记不清它是什么值时，使用这一功能是非常方便的。
DBCN 7J 5082是另外一个例子。
上述四项功能对整数及浮点数的数据项都适用。
如果nR，nI及nJ项中的n缺省，则假设n为1。
如果XM项省略X，则是致命错误。
处理这几个特殊相邻项的规定如下：（1）nR前面必须有一个数或有由R或M所产生的数据项。
（2）nI前面必须有一个数据或者有由R或M所产生的数据项，而且后面还必须有一个数。
（3）XM前面必须有一个数或者有由R或M所产生的数据项。
（4）nJ前面可以是除了I以外的任何内容，或作为输入行的开始。
例：1 3M 2R=1 3 3 31 3M I 4=1 3 3.5 41 3M 3M =1 3 91 2R 2I 2.5 =1 1 1 1.5 2.0 2.51 R 2M =1 1 21 R R =1 1 11 2I 4 3M =1234 121 2I 4 2I 10 =1234 6 8 103J 4R 是不合法的1 4I 3M 是不合法的1 4I J 是不合法的2.列输入格式列输入对栅元参数及源描述是非常有用的，按行排列的栅元重要性及体积可读性不好，而且当增加或者删掉栅元时常常引起错误。
用列输入格式，一个栅元的所有栅元参数是放在标有这个栅元名字的那行上。
如果删掉一个栅元，用户只需删掉栅元参数这一行而不需在每一个栅元参数卡上寻找属于这个栅元的数据项。
对源描述，相应SI、SP及SB的数据逐个放在每一行上。
源选项和其他缺省值都在下一行上，显式输入，不用续行符号&，如果有则被忽略。
用列格式，卡片名字逐个放在一个输入行上并且在这些卡片名字下面按列列出数据项。
#号是放在有卡片名字的这一行的1～5列的某列上。
卡片名字必须全部都是栅元参数、或全部都是曲面参数、或全部其它。
如果一个卡片名字在一个#卡上出现，则在同一个输入文件内这个卡片决不能用行格式。
如果在#卡上输入数据行的数据比卡名还要多，那第一个数据认为是一个栅元或曲面号。