MCNP (Monte Carlo N-Particle) 是一个相当古老但著名的 Fortran 代码，用于通过 Monte Carlo 计算来模拟辐射效应。它可用于辐射安全计算。
获得 MCNP 套件非常困难和昂贵，而且代码非常难以阅读。
MCNP 的开源替代方案是什么？
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OpenMC ( github )
OpenMC 项目旨在提供基于现代方法的全功能蒙特卡洛粒子传输代码。它是使用 ACE 格式横截面的建设性立体几何、连续能量传输代码。该项目由麻省理工学院的计算反应堆物理组启动。
您可以在本文 ( ScienceDirect )中找到更多背景信息
于 2013-11-26T04:45:27.923 回答