MCNP

Le code de simulation Monte-Carlo N-Particle [MCNP] est un code utilisant la méthode de Monte-Carlo pour simuler des processus nucléaires. Développé par le Laboratoire national de Los Alamos qui reste détenteur du code source et diffuse gratuitement son exécutable, il a été lancé lors du projet Manhattan durant la Seconde Guerre mondiale pour la simulation du fonctionnement des armes nucléaires. Utilisé initialement pour la simulation de processus nucléaires, comme la fission il est tout aussi capable de simuler les interactions de particules tels les photons, les électrons ou les neutrons.

Domaines d'applications

Le code MCNP est actuellement l'un des codes de calcul de transport de particules et d’interaction avec la matière les plus utilisés de par le monde. Ses domaines d'application sont très vastes et variés, que ce soit pour la radioprotection, la dosimétrie, l'imagerie médicale, la criticité, l'instrumentation, les calculs de réacteurs ou toute autre installation nucléaire.

Il existe une communauté francophone non négligeable d'utilisateurs des codes MCNP, que ce soit au sein de laboratoires de recherche publics (CNRS, CEA, INSERM, Universités, CERN), de centres de radiothérapie, de centres hospitaliers, ou de sociétés comme la SFRP (Société française de radioprotection), la SFPM (Société française de physique médicale) et la FIRAM (Association francophone pour le développement et l'utilisation des logiciels de simulation d'interaction rayonnement matière).

Principe

La méthode Monte-Carlo consiste à suivre l'histoire de chaque particule dans un système, de sa « naissance » (source externe, neutrons de fission, ...) à sa « mort » (capture par un noyau ou fuite hors du système). L'histoire de chaque particule dépend des interactions qu'elle a avec la matière. La trajectoire de la particule ainsi que le type de noyau sur lequel ont lieu les interactions sont tirés au hasard (comme dans les jeux de hasard du Casino de Monte-Carlo… d’où le nom de la méthode). Ainsi, en suivant de nombreuses histoires, on peut simuler le comportement naturel du système à un instant donné.

Pour lancer un calcul MCNP, il faut fournir un fichier décrivant:

• La géométrie du système ;
• La composition précise de chaque matériau (corps présents, densité, ...) ;
• La source (nature, position, énergie…) ;
• Le type de données que l’on souhaite calculer (appelé « TALLY ») ;
• La base de données qui contient, par exemple : Les sections efficaces des éléments (probabilité qu’une particule entre en contact avec un noyau); Le type d’interaction ; La dispersion angulaire de la particule lors de son émission; Le spectre énergétique de la particule émise ;...

Ce type de calcul est basé sur la probabilité, il est donc nécessaire de faire de nombreux tirages aléatoires pour abaisser l’incertitude statistique. Certains calculs (les plus coûteux) peuvent durer plusieurs mois, d’où la nécessité de disposer de machines et de calculateurs puissants pour accélérer le processus.

Compléments

Sources

• (en) Cet article est partiellement ou en totalité issu d’une traduction de l’article de Wikipédia en anglais intitulé « Monte Carlo N-Particle Transport Code ».
• Méthode de Simulation d'un réacteur par le groupe physique des réacteurs du laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble
• Site francophone d'utilisateurs de code MCNP .

Articles connexes

• Méthode de Monte-Carlo
• Réacteur nucléaire
• Geant4

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