Monte-Carlo N-Particle transport
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2008-03-25T09:41:08Z
Herman
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wikif°
{{ébauche|mathématiques|physique}}
Le code de [[simulation numérique|simulation]] '''Monte-Carlo N-Particle transport [MCNP]''' est un code utilisant la [[méthode de Monte-Carlo]] pour simuler des processus nucléaires. Développé par le [[Laboratoire national de Los Alamos]] qui en est propriétaire, il a été lancé lors du [[projet Manhattan]] durant la [[Seconde Guerre mondiale]] pour la simulation du fonctionnement des [[arme nucléaire|armes nucléaires]] . Utilisé intialement pour la simulation de processus nucléaires, comme la fission il est tout aussi capable de simuler les interactions de [[Particule (physique)|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]], les calculs de [[réacteur nucléaire|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 ([[Centre national de la recherche scientifique|CNRS]], [[Commissariat à l'énergie atomique|CEA]], [[INSERM]], Universités, [[CERN]]), de centres de radiothérapie, de centres hospitaliers, ou de sociétés comme la SFRP ([http://www.sfrp.asso.fr/ 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 neutron dans le réacteur, de sa « naissance » (source externe, neutrons de fission, ...) à sa « mort » (capture par un noyau ou fuite hors du réacteur). L'histoire de chaque neutron dépend des interactions qu'il a avec la matière. Le type de noyau sur lequel a lieu l'interaction est tiré au hasard (comme dans les jeux de hasard du Casino de [[Monte-Carlo]]). Ensuite, le type d'interaction est choisi, lui aussi au hasard. Ainsi, on obtient un comportement moyen du réacteur à un instant donné (flux, coefficient de criticité, puissance, ...) en suivant de nombreuses histoires individuelles de neutron (de 100 000 à 1 000 000 de neutrons).
Pour lancer un calcul MCNP, il faut fournir :
*La géométrie du réacteur
*La composition précise de chaque matériau (corps présents, densité, ...)
*La température dans les diverses parties : la dilatation des matériaux en dépend, et celle-ci modifie la distance parcourue par les neutrons entre les interactions (le libre parcours moyen). Une augmentation de température induit également des variations sur les interactions.
Le programme se charge alors de déterminer le comportement moyen du réacteur.
== Voir aussi ==
=== Sources ===
* {{Traduction/Référence|en|Monte Carlo N-Particle Transport Code}}
* [http://lpsc.in2p3.fr/gpr/french/Simu/simuModules/simuModules.html Méthode de Simulation d'un réacteur] par le groupe [http://lpsc.in2p3.fr/gpr/french/gpr.html physique des réacteurs] du laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble
* [http://clrmcnp.in2p3.fr/mcnp/ Site francophone d'utilisateurs de code MCNP ].
=== Liens internes ===
* [[Méthode de Monte-Carlo]]
* [[Réacteur nucléaire]]
{{portail physique}}
[[Catégorie:Technologie nucléaire]]
[[Catégorie:Processus stochastique]]
[[en:Monte Carlo N-Particle Transport Code]]
[[ru:MCNP]]