MCNP（蒙特卡罗N粒子）是一个相当古老但着名的Fortran代码，用蒙特卡罗计算模拟辐射效应。它可用于辐射安全计算。
获得MCNP套件非常困难和昂贵，并且代码很难阅读。
什么是MCNP的开源替代方案？
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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罗粒子传输代码。它是一种建设性的实体几何，连续能量传输代码，使用ACE格式横截面。该项目由麻省理工学院的计算反应堆物理小组开始。
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