mcnp
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模型构建
MCNP模型构建3.1 MCNP简介美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的MCNP是一套模拟中子、光子和电子在介质中的输运过程的通用蒙特卡罗程序。
蒙特卡罗方法就是一种随机的方法，同时赋予随机粒子以物理过程，在大量粒子数的情形下将会和实际情形在一定误差下相符[4]。
MCNP的输入文件是由多个按照一定规则书写的单元卡组成。
其中主要的是栅元卡、曲面卡、数据描述卡等。
它们主要描述一个问题的发射源的状态属性、介质的状态属性以及输出数据的格式。
输入的行最多有80列，上下行若要连接起来可以在第二列由五个空白字符起始或者在行尾添加一个字符“&”，前五列可以书写命令助记符。
段落之间可以有一个或多个空格分开。
若需要在书写过程中添加注解可以以字符“$”或“c”或“C”起始，这些行或其后的代码都会被MCNP忽略。
MCNP中默认使用的单位是长度cm、能量MeV、时间10-8s、温度kT、原子密度b-1cm-1、质量密度g/cm3和反应截面b[4]。
几何构建是由栅元描述卡来完成的，为构建一个栅元首先需要构建一些几何曲面。
在曲面描述卡中构建的曲面都有一个数字标识，有这些数字标识代表曲面通过一定规则构成一个个栅元[4]。
每一个曲面实质上都是一个数学曲面方程，曲面将空间分成两个部分，一个部分使方程的值大于零，而另一部分小于零。
所以，在栅元描述卡当中，标识上的正负即代表一个曲面将空间所分成的两个空间的相应部分。
曲面标识中的空格即代表“相交部分”。
由此完成若干个曲面对于一个特定栅元的定义。
一个栅元作为介质有其物质属性，物质的定义由材料描述卡来指定，每一种物质也有其标识，材料的指定主要由所要指定的材料的元素及其含量来定义。
在栅元描述卡中的第二列即表示所要指定的材料的标识，而第三列则是表示材料的密度一般是负号。
若为真空标识部分为空密度为0。
各个栅元也可以通过逻辑运算来构建新的栅元，其中“：”代表并，空格代表交，“#”代表非。
值得注意的是在所要进行模拟的空间内不可以有未被定义的区域，否则执行将会报错。
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使用教程
第1章 MCNP概述1.1 MCNP计算过程MCNP（Monte Carlo N-Particle Transport code）是计算粒子输运过程的一套蒙特卡罗模拟计算程序。
这个程序需要用户通过输入文件给出计算模型。
计算模型中需要提供源的属性、感兴区内各种物体的属性、记录粒子信息的方法等。
例如，若想计算一个1MeV的X射线透过2cm铁的概率是多少，我们可以通过下面的模型进行计算，如图1所示。
图 1 计算模型在上面的计算模型中，感兴区是一个球的内部，其中包含X射线源、铁块和记录面，而其他位置均为真空。
由于当粒子被输运到感兴区外时，它将肯定不会再对记录结果产生贡献，所以程序会自动停止这个粒子的输运过程，这也正是设定感兴区的原因。
源的属性主要包括位置、能量、出射方向、粒子种类等。
图1的计算模型中，源的能量为单能1MeV，方向为单向垂直于铁块的左表面，粒子种类为光子（Pho ton）。
感兴区内物体的属性包括几何尺寸、材料成分、密度等。
图1中使用了一块铁块，它的厚度为2cm，其他方向的尺寸对我们的计算结果没有影响，但要保证铁块完整地包含于感兴区内。
记录方法有多种，其中包括通过某个面的特定种类粒子的个数。
在图1中，我们可以利用MCNP记录通过“记录面”的能量为1MeV的光子个数。
计算图1的模型时，MCNP会首先根据源的属性描述，抽样出一个起始粒子。
图1中的源为单能且单向的点源，所以每次抽样出的粒子都是能量、方向、种类相同的粒子。
这个粒子会沿着它的出射方向（垂直于铁块左表面）飞行，当它入射到铁块里时，会有一定的概率发生康普顿散射、电子对效应和光电效应。
发生三种反应的概率由MCNP的截面库中的微观截面数据、输入文件中铁的密度以及抽样得到的随机数共同决定。
若X射线发生了康普顿散射，原来的X射线将被具有新属性的X射线取代，它将有不同的出射方向、能量。
MCNP会继续输运这个新产生的X射线直到它发生下一次反应或者飞出感兴区；X射线还会有一定的概率不发生任何反应，直接透过铁块。
MCNP介绍
(3) 接续运行的输入文件
信息块 选择项 空行分隔符 CONTINUE 写在第 1～8 列 数据卡 只允许部分数据卡。（FQ，DD，NPS，CTME， IDUM，RDUM，PRDMP，LOST，DBCN，PRINT， … 空行分隔符 KCODE，MPLOT，ZA，ZB，和 ZC） 其它 选择项
接续运行必须在运行行信息或信息块中给出C项选择， 即Cm，表示从RUNTPE文件中读出第m次转储的内容 接着运算，如果m未指定，则读最后一次转储的数据。 如果不需要改变内容，则不需要接续输入文件，仅需 运行RUNTPE以及在param 任选的栅元参数说明。 s n 另一个栅元的名字（编号）。
list
描述栅元j和栅元n之间差别的栅元参数。
(6) 缺省值 MCNP的许多输入参数都有缺省值，因此 用户不需要每次都给出各个输入参量的值。当 缺省值符合用户要求时，便可不在输入文件中 指定。当省略某张输入卡时，则该卡上的全部 参数均使用缺省值。如果只想改变一张卡上的 某一个特定参量时，则它前面的参量仍需指明， 或者用nJ方式跳过前面那些使用缺省值的参量。
EGS程序 EGS是Electron-Gamma Shower 的缩写， 它是一个用蒙特卡罗方法模拟在任意几何中， 能量从几个KeV到几个TeV的电子-光子簇射过 程 的 通 用 程 序 包 。 由 美 国 Stanford Linear Accelerator Center提供。EGS于1979年第一次 公开发表，提供使用。EGS4是1986年发表的 EGS程序的最新版本。
第八章 蒙特卡罗方法应用程序介绍
建立完善的通用蒙特卡罗程序可以 避免大量的重复性工作，并且可以在程 序的基础上，开展对于蒙特卡罗方法技 巧的研究以及对于计算结果的改进和修 正的研究，而这些研究成果反过来又可 以进一步完善蒙特卡罗程序。
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使用说明
MP使用说明MP使用说明本文档旨在提供关于MP（蒙特卡洛中子粒子传输程序）的详细使用说明。
以下是本文档的章节内容：1、简介1.1 MP的背景和概述1.2 MP的应用领域1.3 MP的基本原理2、安装和配置2.1 系统要求2.2 和安装MP2.3 配置MP环境变量3、输入文件格式3.1 输入文件的结构3.2 不同卡片的说明3.3 常见输入参数的设置4、运行MP4.2 运行MP命令行参数4.3 解析输出文件5、绘制几何模型5.1 定义几何体的参数5.2 组合几何体5.3 定义材料和密度5.4 设置边界条件6、设置辐射源6.1 定义特定的辐射源6.2 设置源项及其参数6.3 源项文件格式7、运行参数配置7.1 选择适当的打印和摄取文件 7.2 调整统计数据和几何模拟参数7.3 高级功能的参数设置8、输出与分析8.2 分析输出文件的方法8.3 利用图形界面进行结果可视化附录：附件：本文档所涉及的附件见附件目录。
法律名词和注释：- MP: Monte Carlo N-Particle Transport Code, 蒙特卡洛中子粒子传输程序- 输入文件：用户提供给MP的定义模型和运行参数的文本文件- 输出文件：MP的包含模拟结果和统计数据的文本文件- 辐射源：所用于模拟的辐射源的描述- 几何模型：模拟中使用的物体和其位置的定义- 材料和密度：几何模型中各个部分所使用的材料和对应的密度值- 边界条件：对模型边界进行定义的条件，如真空、反射等- 源项：模拟中所使用的辐射源的特定参数设置- 统计数据：模拟过程中得到的关于中子传输性质的数据。
MCNP初学者入门指南
MCNP初学者入门指南MCNP（Monte Carlo N-Particle）是一种常用的核物理仿真软件，广泛应用于核能、辐射安全、环保、医学和航天等领域。
本文将介绍MCNP的基础知识、安装和使用方法，以及常见问题的解决方案，帮助初学者快速入门。
基础知识MCNP基于Monte Carlo方法，使用数学随机化模拟核物理过程，能够模拟中子传输、光子传输、电子传输和粒子相互作用等过程。
MCNP可以模拟各种材料、几何形状和探测器，可用于计算核反应堆、辐射剂量、核素生成和探测器响应等问题。
MCNP有多个版本，包括：MCNP4、MCNP5、MCNP6等。
不同版本的功能和性能有所差异，使用时需根据具体需求选择。
安装和使用方法安装MCNP是一款商业软件，需要购买授权才能使用。
购买授权后，从官网下载最新版本的MCNP安装包。
安装步骤如下：1.解压安装包到本地目录2.运行安装程序，按照提示完成安装3.设置环境变量，将MCNP的可执行文件路径添加到系统环境变量中（可选）使用MCNP使用文本输入文件（通常以“.i”为文件后缀名）描述模拟场景，并输出文本文件（通常以“.o”为文件后缀名）记录模拟结果。
使用MCNP的主要步骤如下：1.编写输入文件，描述模拟场景和计算参数2.运行MCNP程序，通过命令行参数指定输入文件和输出文件路径3.分析输出文件，获得模拟结果需要注意的是，MCNP模拟过程可能耗费大量时间和计算资源，因此在编写输入文件前应仔细考虑模拟场景和计算参数的合理性，以减少不必要的计算量。
常见问题解决方案输入文件格式错误MCNP的输入文件格式非常严格，一些细微的错误都可能导致程序无法运行或异常终止。
如果遇到输入文件格式错误的问题，可尝试以下解决方法：•检查输入文件的语法是否正确，遵循MCNP输入文件的格式要求•尝试使用输入文件编辑器（如Vi、Emacs、Notepad++等）查找语法错误•尝试使用MCNP的用户界面（如MCNPX Visual Editor等）生成输入文件，减少语法错误的可能性模拟耗时过长MCNP的模拟过程可能非常耗费时间和计算资源，特别是对于复杂的模拟场景。
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。
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入门教程
MCNP入门教程J·K·Shultis R·E·Faw 编著Icrychen （************）翻译目录1 MCNP 输入文件的构成1.1 输入文件注释2 几何学描述2.1 面-Block22.2 栅元-Block13 数据描述-Block33.1 材料说明3.2 截面说明3.3 源说明3.3.1 各向同性的点源3.3.2 各向同性的体源3.3.3 线源和面源（简并的体源）3.3.4 单向（Monodirectional）平行（Collimate）源3.3.5 复杂体源3.4 结果说明3.4.1 表面流量结果（F1类）3.4.2 平均面通量结果（F2类）3.4.3 平均体通量结果（F4类）3.4.4 在一个点或环上的通量结果（F5类）3.4.5 结果说明卡3.4.6 面和几何体结果卡3.4.7 点探测器卡3.4.8 随意统计特征卡3.4.9 各种数据说明4 减小方差4.1 结果方差4.1.1 相对误差和FOM4.2 截断方法4.2.1 能量，时间和权重截断4.2.2 物理简化4.2.3 结果和时间截断4.3 非模拟仿真4.3.1 简单的实例4.4 MCNP方差减小方法4.4.1 几何拆分4.4.2 权重窗口4.4.3 一个实例4.4.4 指数变换4.4.5 能量拆分/俄式轮盘4.4.6 强制碰撞4.4.7 源偏置4.5 最后的建议5 MCNP输出5.1 输出结构5.2 准确性和精度5.3 MCNP中的统计学5.3.1 相对误差5.3.2 图的特点5.3.3 方差的变化5.3.4 对结果（Tally）的经验PDF值5.3.5 置信区间5.3.6 保守的计算结果估计5.3.7 十个统计学测试5.3.8 另一个问题实例MCNP程序入门教程--------由J.Kenneth Shultis和Richard E.Faw 提供由美国Los Alamos National Laboratory(美国洛斯阿拉莫斯国家实验室)发展和维护的MCNP程序，是国际公认的利用Monte Carlo方法(MC)分析中子和光子（NP为neutral particles）输运的程序。
蒙特卡罗与mcnp简介
MCNP简介MCNP全名为Monte Carlo Neutron and Photo Transport Code (蒙特卡罗中子-光子输运程序)，它是由美国Los Alamos国家实验室应用理论物理部（X部）的Monte Carlo小组（X-6X小组）经过数十年的研究开发的一个基于蒙特卡罗方法的大型的多功能Monte Carlo粒子输运程序。
从1977年开始产生到现在历经十几个版本，解决了核能领域很多关键性问题，功能也越来越强大。
现在MCNP可在微机的的UNIX、LINUX、DOS、WINDOWS 98、Windows XP等操作系统下工作。
现其最新版本的MCNP-5 1.30具有如下功能：（1）非带电粒子成相技术。
在用户指定的栅格中，MCNP-5使用多个点探测器来确定某个象素区域的粒子流量。
用户可以根据需求设置尽可能多的探测点以便生成尽可能平滑的图象。
（2）随机几何能力。
该能力可用来分析颗粒燃料，还可用来研究燃料核在石墨矩阵中的随机位置。
（3）可处理复杂三维几何系统的输运问题，几何界面除任意平面和二阶曲面外，也可包括四阶椭环面。
（4）粒子输运方式可以是中子输运、光子输运、电子输运、中子-光子联合输运、光子-电子联合输运、电子-光子联合输运、中子-光子-电子联合输运。
既可用于求解通常的输运方程，也可解多群共轭输运方程。
MCNP-5已经能够处理低能光子相互作用的不连续散射问题。
（5）既可计算穿透问题，也可计算临界特征值问题。
对临界特征值的计算，给出了KEFF 、预期寿命和生存时间的计算方法，还可计算各种记数关于介质成分、密度或截面数据的一阶、二阶微扰量。
（6）配备的截面数据覆盖了所有常用的核素和同位素，并可选用点截面方式或多群截面方式。
可处理的中子能量范围为10E-11至20MeV，光子和电子为0.001至1000MeV。
（7）有多种物理量的计算选择，包括点通量、界面通量、任意独立栅格的粒子流及通量、几何体上的通量及能量沉积，可给出按空间、时间、能量的谱（分布）和联合分布，粒子流还可增加角度分布。
材料介电常数测试方法
材料介电常数测试方法材料介电常数测试方法通常涉及使用电感耦合等离子体(ICP)方法或磁电耦合等离子体(MCNP)方法。
以下是两种常用的介电常数测试方法:1. 电感耦合等离子体(ICP)测试方法该方法的基本流程是,将待测材料放置在一个等离子体源中,利用等离子体与电子的作用生成带电粒子,这些带电粒子会在磁场的作用下被束缚在材料表面,从而测量出材料表面的电场和磁场分布。
根据材料表面的电场和磁场分布可以计算出其介电常数。
具体来说,ICP测试方法通常包括以下步骤:材料处理:将待测材料放置在一个等离子体源中,使其表面形成充分的电导。
等离子体生成:利用高能量脉冲等离子体源产生等离子体,通常使用Oxy-CdTe等离子体室来获得高质量的等离子体。
带电粒子注入:向等离子体中注入带电粒子,通常是以电子的形式注入。
磁场控制:使用磁场控制系统控制带电粒子的路径,从而测量材料表面的电场和磁场分布。
数据分析:根据测量结果,可以计算出材料的介电常数。
2. 磁电耦合等离子体(MCNP)测试方法与ICP测试方法类似,MCNP测试方法也涉及等离子体与电子的作用生成带电粒子,但与ICP测试方法不同的是,MCNP测试方法使用磁电耦合等离子体技术,利用磁场和电场的相互作用来测量材料表面的电学性质。
具体来说,MCNP测试方法通常包括以下步骤:材料处理:将待测材料放置在一个磁场源中,使其表面形成充分的电导。
等离子体生成:使用电子束等离子体源产生等离子体,并利用磁场控制系统控制等离子体中电子的束流方向,从而生成带电粒子。
磁场控制:在材料表面形成磁场,并使用控制系统控制带电粒子的路径。
数据分析:根据测量结果,可以计算出材料的介电常数。
两种测试方法可以互相补充,交替使用,以获得更准确和可靠的介电常数测量结果。
MCNP简介
MCNP输入文件格式
1、每行最多80个字符；不含控制字符，比如：Tab。
2、注释行： —标题卡之后的任何位置都可插入 —第一列是字母“C”，且随后四个空格 —从输入数据之后的$符号后开始
以上三种情况可以单独或同时存在。
MCNP输入文件格式
1、nR：表示将它前面的一个数据重复n遍
0
MSRK：提供存储的源点数
4500或1.5* NSRCK
KNRM：记数归一化方法，0按权重记数，否则按粒子数记数 0
MRKP：存储在PKPL排列中的Keff迭代值的总次数
75数据卡a问题类型b几何卡c降低方差d源的描述e记录描述f材料和截面描述g能量及热处理h问题截断条件i用户数据组j外围卡在信息块卡栅元描述卡及曲面描述卡之后输入的卡片统称为数据卡数据卡助记符必须在第一至五列内开始数据卡有下列类型751问题类型mode卡格式modexx
MCNP简介
东华理工大学核工程技术学院 核技n 1
2
7
6
4 探测器
真空
物质
真空
国内蒙特卡罗学术论坛
/ 国内蒙特卡罗学术论坛，包括MCNP、EGS、GEANT、FlUKA等版块。
2. MCNP的发展
• 40年代美国Los Alamos实验室的Fermi、 von Neumann和Ulam等人提出用蒙特卡罗 方法模拟辐射输运的思想。
助记 类型 名 C/Y 圆柱 C/Z 圆柱 CX 圆柱 CY 圆柱 CZ 圆柱 K/X 锥面 K/Y 锥面
K/Z 锥面
描述
平行于Y轴 平行于Z轴 轴心为X轴 轴心为Y轴 轴心为Z轴 平行于X轴 平行于Y轴 平行于X轴
方程
(x-x0)2+(z-z0)2-R2=0 (x-x0)2+(y-y0)2-R2=0 y2+z2-R2=0 x2+z2-R2=0 x2+y2-R2=0 [(y-y0)2+(z-z0)2]1/2-t(x-x0)=0 [(x-x0)2+(z-z0)2]1/2-t(y-y0)=0 [(x-x0)2+(y-y0)2]1/2-t(z-z0)=0
MCNP初学者入门指南
MCNP初学者入门指南二○○九年五月目录一 MCNP概述1.1 MCNP计算过程1.2 MCNP 文件结构1.3 MCNP使用方法二 MCNP输入文件书写方法2.1 输入文件规范2.2 7MeV轫致辐射X射线算例三输出文件解读第1章 MCNP概述1.1 MCNP计算过程MCNP（Monte Carlo N-Particle Transport code）是计算粒子输运过程的一套蒙特卡罗模拟计算程序。
这个程序需要用户通过输入文件给出计算模型。
计算模型中需要提供源的属性、感兴区内各种物体的属性、记录粒子信息的方法等。
例如，若想计算一个1MeV的X射线透过2cm铁的概率是多少，我们可以通过下面的模型进行计算，如图1所示。
图1 计算模型在上面的计算模型中，感兴区是一个球的内部，其中包含X射线源、铁块和记录面，而其他位置均为真空。
由于当粒子被输运到感兴区外时，它将肯定不会再对记录结果产生贡献，所以程序会自动停止这个粒子的输运过程，这也正是设定感兴区的原因。
源的属性主要包括位置、能量、出射方向、粒子种类等。
图1的计算模型中，源的能量为单能1MeV，方向为单向垂直于铁块的左表面，粒子种类为光子（Photon）。
感兴区内物体的属性包括几何尺寸、材料成分、密度等。
图1中使用了一块铁块，它的厚度为2cm，其他方向的尺寸对我们的计算结果没有影响，但要保证铁块完整地包含于感兴区内。
记录方法有多种，其中包括通过某个面的特定种类粒子的个数。
在图1中，我们可以利用MCNP记录通过“记录面”的能量为1MeV的光子个数。
计算图1的模型时，MCNP会首先根据源的属性描述，抽样出一个起始粒子。
图1中的源为单能且单向的点源，所以每次抽样出的粒子都是能量、方向、种类相同的粒子。
这个粒子会沿着它的出射方向（垂直于铁块左表面）飞行，当它入射到铁块里时，会有一定的概率发生康普顿散射、电子对效应和光电效应。
发生三种反应的概率由MCNP的截面库中的微观截面数据、输入文件中铁的密度以及抽样得到的随机数共同决定。