1 .はじめに
核データの利用に関係する計算コードの一つとしてMCNPコードの紹介を本誌に寄稿するよう、シグマ委員会主査の吉田正氏より依頼され、毎度のとおり気軽にお引き受けしたものの、いざ書き始める段になってどのような切り口で紹介すべきか悩んでしまった。ご承知の通りMCNPは米国ロスアラモス国立研究所が開発したモンテカルロ法による放射線輸送計算コードであり、現在世界中で業界標準の名声を得ている有名な計算コードである。その機能や使用法についての紹介記事や解説は随所で述べられている。それらの繰り返しでは読者の興を満足しないであろう。さりとて、あまりくだけた解説では国会図書館にも献本されている本誌の品位に相応しくないので、他の解説記事ではあまり触れられていないと思われる、モンテカルロ法の基本的な考え方を中心としたMCNPの使用上の留意点と、断面積ライプラリーで使われる核データの内部表現について、これからMCNPを使い始める方にも容易に理解できるように、できる限り平易に述べたいと思う。
2 .  MCNP™'ととは
MCNP™とはA General Monte Carlo N-Particle Transport Codeの頭文字を採用した、米国ロスアラモス国立研究所が登録商標(Trade Mark)を有する放射線輸送計算コードである。N-particleの“N”ははNeutralの略で中性子や光子を意味する。バージョン4では制動幅射Ｘ線や蛍光Ｘ線などを計算するために、電子の輸送計算も取扱うようになった。ただ、電子の輸送計算部分は有名なITS TIGERコードから導入した部分が主体なので、開発者達としては、中性子とガンマ線の計算に重点を置いて開発した意味をNeutralに込めているように思われる。個人的な話で恐縮であるが、筆者自身がMCNPを認識したのは東京で開催された第6回進義国際会議(1983)であったと記憶している。その頃筆者はRADHEAT-V4の開発に携わっており、群定数の根本問題である共鳴の自己遮蔽因子(Self-Shielding factor)のエネルギー・空間依存性に対して良い表現法はないものか頭を悩ませていたので、連続エネルギー(continuous energy)表現のMCNPの登場には少なからず驚いた。連続エネルギー表現とは、数千～数万点のエネルギー点に対する断面積を直接参照する非常に単純な方法であり、MCNPはエネルギー群表示の問題点を根本的に解決した輸送計算コードである。散乱の角度依存性は、阪大の高橋亮人氏が最初に提唱されたD D X (Energy-Angle Double Differential Cross Sections)を、筆者達と同様な等確率角度3 ２分点に平均する方法で表現した。この頭のMCNPはバージョン2Bの改良版で、計算機資源が潤沢でなかった日本では、モンテカルロ輸送計算法の権威である運輸省船舶技術研究所(船研)の植木鉱太郎氏がいち早く注目していたが、一般の研究者・技術者はもっぱら決定論的な輸送計算コードを利用しており、モンテカルロ法による輸送計算コードとしては米国オークリッジ国立研究所が開発したMORSE-CGやKENOコードが利用されていた。当時の汎用大型計算機では、メモリー、ハードディスクやC P U時間等の計算機資源を大量に消費するMCNPは簡単に取扱えなかった。残念ながら当時の我々には、今日の計算機の急速な進展は予想できず、１０年後を想定してMCNPを開発したロスアラモスの開発者達には先見の明があったわけである。MCNPは８０年代半ばにはバージョン3B、9年代に入るとバージョン4Aと改良が進んだ。国内でも9 0年代の初めになると、日本原子力研究所(原研)の核融合中性子工学研究室の前川洋氏、大山李夫氏、小迫和明氏が中心となってJENDL-3.1をベースとしたFSXLIB-J3と呼ばれるMCNP用断面積ライプラリーが整備された。シグマ委員会ではShielding積分テストワーキンググループ(WG)やFusion Neutronics積分テストWGにおおいて、遮蔽積分テストにMCNP3B/4Aを用いてベンチマーク問題の計算を行い、 JENDL-3.1/3.2やJENDL-Fusion Fileの検証作業を実施している。（現在では、JENDL- 3.2をベースとしたFSXLIB-J3R2やJENDL-Fusion FileをベースとしたFSXLIB-JFFが利用可能である)しかしながら、MCNPが国内の技術者に急速に広まったのは、原研が１９９２年６月から9 6年3月までの4年間に実施した「遠蔽安全性実証解析」の成果が大きい。この作業では、MCNP4Aと上記のFSXLIB-J3を使って、基本的なベンチマーク問題による精度確認、再処理施設などの核燃料取扱施設を対象とした典型的な施設問題に対する遮蔽安全性を検討した。この作業では、様々な造蔽形状にMCNPを適用するための使用法、特に分散低減法や検出器（モンテカルロ法ではestimatorとかtallyと呼ぶ）の選択と設定法について詳細に検討した。その結果、MCNPの計算精度と適用性は非常に優れたものであることが実証された。その後、原研ではこの成果を受けて、原子力コード委員会の原子力コード評価専門部会に「MCNP使用経験」ワーキンググループを組織して、１９９６年度から９７年度の２年間、MCNP4Bの使用経験をまとめて
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いる。これらの成果である報告書は、MCNPの普及に役立つと言う点と、実際の再処理施設の許認可に係る造蔽安全性を補完したと言う点で極めて有益なものであり、 MCNP事始めとしては良い導入書であると思われる。 MCNPの機能や使用法については、数cm厚さのマニュアル等に詳述されているため、ここでは幾つかの特徴についてのみ紹介する。 ・代表的なワークステーションやDOS-Vパソコンで使える。 MCNPはUNIXベースのOS上で稼動するように基本設計がなされているので移植性が高い。DOS-Vパソコンでも、OSをLinux等に入れ替えGNUのgccとg77をインストールした環境で支障なく動作する。MCPLOTの図を表示するには、X-WindowのX11R5以上のXlibと対応するMotifをインストールすれば良い。 近頃のパソコンは5年以上前の数百万円のワークステーションより倍以上速いので、筆者の知人は趣味のパソコンでMCNPを知的ゲームとして楽しんでおられる。 ・複雑な三次元幾何形状が設定できる。 MCNPの幾何形状の定義は、必要な平面や曲面(surface)を予め入力しておき、幾つかの面で囲まれた領域をセル(cell)として設定する。三次元CAD等の洗練された入力方法と比べるとやや原始的な設定方法ではあるが、lattice、fill、universe、trclなどのコマンドで、燃料集合体のような同じ寸法の部品を組み合わせて炉心全体を定義するなど、かなり複雑な体系を設定できる。その一例として、図１に示すような建屋の集合も(少々根気さえあれば)比較的容易に定義できる。 ・線源条件と検出器が簡単に設定できる。実用的な線源と検出器の機能が組みこまれており、これらの機能を組み合わせて、実用的な問題に対する条件設定が簡単にできる。MORSEなど従来のモンテカルロコードは線源や検出器ルーチンはユーザー作成が半ば常識であった。 ・核データの選択が容易である。 MCNPでは上記のセル街に物質を定義するが、物質の組成入力で核データを任意に選択できる。ドシメトリー反応断面積等にENDF/B書式のMT番号を直接指定できるなど設定が容易である。 ・連続エネルギーモンテカルロ法である。エネルギーの群構造表示と異なり、数千～数万点のエネルギーに対する断面積を直接参照するので、群構造における分離共鳴の自己遮蔽因子の問題点を回避できる。(現在用いられているBondarenkoが提唱した分離共鳴の自己遮蔽因子はエネルギーと物質組成のみに依存した近似であり、実際には空間依存性がある） ・群定数を用いた随伴計算と簡単な摂動計算機能がある。群定数が用意できれば、簡単に随伴(Adjoint)計算が可能である。また、バージョン4Bでは物質の原子個数密度を変化させた摂動計算機能が付加された。ただし、この摂動計算では断面積の変化に伴う全断面積が保存されないので、微小変化の検討に留めておく必要があろう。 (本図は幾何形状設定の参考例であり実際の建座配置とは異なる)
3．アナログ・モンテカルロと非アナログ・モンテカルロ
モンテカルロ法には、アナログ法（直接シミュレーション）と非アナログ法があるが、一般には、有名なBuffon’s needle (ビュッフォンの針）問題が確率論の教科書に良く記述されており、イメージとして理解しやすいため、モンテカルロ法と言えばアナログ法を想起する初心者が多いのが事実である。しかしながら、期待する事象が非常に稀にしか起こらない実規模体系の輸送計算問題では、アナログ法は実際上ほとんど役に立たない。そのため、MCNPを始めとする積分型ボルツマン輸送方程式を解く実用的な計算コードは、例外なく非アナログモンテカルロ法を採用している。非アナログ法では、基本的にシミュレーションする粒子は重み(Weight)を持ち、体系内で散乱や吸収される過程によってその重みが減少していく。 1粒子の追跡が終了するのは、計算体系外(Outside Worldと呼ぶ)に達するか、設定されたある時間やエネルギーに達した時点となる。この非アナログ法によるモンテカルロ計算を効率良く行うためには、インポータンスサンプリングが必須である。インポータンスサンプリングとは分散低減のために適したインポータンス関数を選定することを意味し、そのためバイアス法(分散低減法)と呼ばれる人工的な方法を用いて、問題に適したインポータンス関数を設定し、より関心のある領域(位相空間)でより多くのランダムウォークが行われるように配慮して、意味のある解を最終的に得る。初心者がMCNPを使うときに最初につまずくのは、このインボータンス関数を設定しなかったり、不適切な設定をしたことによるトラプル発生である。バイアス法のうち、アナログや非アナログと簡単に分類できないスプリッティング(splitting)やルシアンルーレット(Russian Roulette)は非常に使いやすい分散低減法であり、MCNPのみならずMORSEなど一般的なモンテカルロコードには必ずその設定ができる。MCNPの特徴は、この両者の設定を組み合わせたWeight Windowインボータンスと呼ばれる機能があり、従来は個別に設定していたスプリッティングとルシアンルーレットバラメータを併せて設定できる。もちろん、不適切な値を設定すると全く意味をなさない場合もあり注意が必要である。 MORSEなどの従来のモンテカルロコードでも、これらのスプリッティングとルシアンルーレットパラメータを注意して設定すれば、効率良い計算が可能なので、このWeight Windowは両者のパラメータ設定の手間を省くのに役立つものと考えておくベきものである。重要なのは、体系を定義する幾何学セルに入射する粒子のcollision densityが一定かやや増加するようにWeight Windowバラメータを細かく設定することであり、そのためにはMCNPの計算結果であるActivity in each cellの欄を見て何度か調整するうちに、適当な値を設定することが可能となる。ただし、注意すべきことは、粒子の重みが大きく変化する物質を含む幾何学セルは細かく分割して、Weight Windowパラメータを少しずつ変化させるように考慮することである。初心者ほど幾何学セルをスマートに定義して、セル総数を必要数よりかなり少なく設定してしまう傾向にあり、最適パラメータを設定できずに失敗する。MCNPの幾何学セルの定義は、最初は見た目のスマートさよりも、むしろ多すぎるくらいに設定して、地道にWeight Windowパラメータを調整した方が、結果的に早く所要の結果にたどり着くようである。その他のバイアス法としては、線源バイアス、散乱角確率バイアス、飛程長バイアス、指数変換、強制衝突(DXTRAN)等があるが、線源バイアスを除いて、ランダムウォークをかなり人工的に変えることを忘れてはならない。しかしながら、有効なバイアス法を積極的に用いなければ効果的でない場合もある。残念ながら、ある程度の経験を積まなければ、最適なバイアス法は決められないのが現状であろう。明確な分散低減法の選定や設定基準が確立していない現状では、バイアス法の設定は簡単にはできない。バイアス法ではないが、分散低減法の特殊な適用例として、sswとssrを組み合わせた。bootstrap(接続)計算も非常に大きな体系や減衰が著しい場合には有効に用いること
4．検出器(Estimatorまたはtally)の選択
MCNPには検出器として、実際に粒子が通過した事象(イベント)を計数する検出器と、粒子が衝突したそれぞれの点から検出点まで到達するであろうと考える仮想的な事象を算出する検出器がある。前者にはSurface Current tally(F1)、 Surface Flux tally(F2)、 Track length tally(F4)等があり、後者はPoint detector tally(F5)である。これらの検出器は、それぞれ特徴があり、物質中で有効なもの、ボイド中でも有効なもの、平均的なフルーエンスを与えるもの、その点のみのフルーエンスを与えるもの、など問題に適したものを選択する必要があることは言うまでもなく、前節で述べたバイアス法の採用と合わせて適切な検出器を設定することが重要である。必要な検出機能が組み込まれていない場合は、既存の検出器ルーチンを変更したり、tallyxサプルーチンを自作してコンパイルリンクする必要もありうる。自作するのは、検出器ルーチンのみならず、線源ルーチンの場合もあり、sourceやsrcdxサプルーチンで特殊な線源条件を設定することもある。
5 .  ForwardとAdjoint
一般に、放射線輸送問題を解くのは、線源から粒子を発生させ、検出器への寄与を計算するForward計算である。ボルツマン輸送方程式にはその随伴形式があり、その随伴方程式を解くことは、検出器から逆に粒子を発生させて線源に対する寄与を求めることと等価であり、これがAdjoint計算である。MCNPはこの随伴方程式を連続エネルギーではなく、群定数を用いることによって解くことができる。随伴計算の最大のメリットは、線源機器が多数存在し、検出器がごく少数(例えば１点)のような問題であり、このような問題の場合は、Forward計算よりAdjoint計算の方がはるかに早く信頼性のある結果が得られる。また、上述したインポータンスサンプリングで設定するパラメータが不明の場合、Adjoint計算を予め行って、幾何学セルのそれぞれの随伴束を求めて、それから求めた分散低減パラメータを用いてForward計算を行うことが有効な場合がある。線源機器が多数で様々な配置であり、どの線源機器が検出点に最も寄与するか子め子想がつかない問題などは非常に有効である。MCNPとは関係ないが、英国のAEA Technology(UK AEAの民間セクター)が開発しているMCBENDコードはは、このAdjoint計算を行って、Forward計算の分散低減パラメータを内部で自動的に設定する機能があり、連続エネルギーのAdjoint計算も可能となっている。残念ながら、 MCBENDはAEA Technologyのソフトウェア製品であるため、使用権を購入しなければならないが、この事例のように、問題によってはAdjoint計算の有利さがあることを決して忘れてはならない。
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6 .  MCNP計算の信頼性
いつも説明に困るのは、MCNPで計算された結果が、どの程度信頼性を持つかを問われた時である。MCNP4Aや4Bになって、各tally毎に、fsd, fom, vov, slopeなど1 0種類の統計チェック項目が出力されるようになった。これらの項目の全てを満足することは場合によって十分ありうるが、一部しか満足しない場合の方が多いことを知っておく方が良い。ましてや、全部を満足していても、まったく見当外れの値が得られる場合が無きしもあらずと聞くと、初心者は頭を抱えてしまう場合が多い。モンテカルロ法は、ヒストリー数を増やすと中心極限定理に従って、相対誤差がどんどん小さくなる一方、系統誤差については何ら情報が得られないことに注意する必要がある。分散低減法の使い方を誤ると、正解でない値にどんどん収束する可能性も十分ありうる。限られたヒストリーによる有限な母集団からサンプリングして検出器への寄与を計算するのがモンテカルロ法であるため、サンプリングが妥当であるかの検討は、上述したActivity in each cellの情報を良く見て、必要かつ十分な粒子が各セルに到達しているかどうかを判断する以外に方法はない。また、目的とする検出器の途中に仮想的な検出器をいくつか配置して、それらの分布をプロットして確認するなどの地道な方策が極めて有効である。計算機の性能が昔より大幅に向上した分だけ、これらの検討には時間をかけて慎重に行うことが望ましい。
7． MCNPのバージョンアップ
最新情報ではMCNP4Cが2000年の前半に公開される予定である。仕様や機能の詳細は現時点では不明であるが、アナウンスされているものを以下に示す。 • Macrobodiesマクロボディと呼ばれるCombinatorial-like Geometryの設定が可能。 • Superimposed Importanceインポータンスサンプリングのためにセルを分割する必要がなくなったとのことで、計算する幾何形状とインポータンスサンプリングの幾何形状を独立に設定できるようになったと思われる。 · Enhanced photon/electron physics MCNP4A及び4Bでは電子の輸送と電子・光子の結合計算が行えるようになっているが、制動輻射と電子輸送の物理モデルの改良が行われたようである。
• Unresolved Resonance Treatment
MCNPは連続エネルギーモンテカルロコードなので、分離共鳴は正しく処理されることは既に述べた。非分離共鳴領域とは、実際には多くの共鳴が存在し、各々の共鳴が実際には完全に重なっていないため、自己遗蔽効果が重要であるが、実験のエネルギー分解能の制限から、個々の共鳴パラメータを決定することができない特殊なエネルギー領域である。実効断面積の算出には共鳴反応の統計分布を考慮すると共に、ドップラー効果や共鳴の重なりを考慮する必要がある。このように、非分離共鳴領域では何らかのエネルギー平均化処理をした実効断面積が算出されるので、その値をpoint-wise断面積として直接表現できない。そのため、MCNP4Aや4Bでは非分離共鳴領域の実効断面積は無限希釈断面積をそのまま流用する近似を用いている。MCNP4Cでは、乱数を用いて仮想的なラダー(格子)を発生させて共鳴反応の統計分布を計算し、 probability table lookupによって参照する処理が付加されたものと思われる。ただし、全ての核種に対して非分離共鳴領域の断面積が与えられるわけではなく、25,28U、25Ppuなどの幾つかの重要核種に限られているものと思われる。 • Perturbations extended to criticality and automatic corrections for cross-section dependent tallies • Cumulative Tallies, Delayed Neutrons,  a   Eigenvalues • PC Enhancements Digital Visual Fortran, Lahey F90, XLIB, Winteracter graphicsに対応し、パソコンへの移植性が拡張された。 • Parallelization enhancements 6,000CPUまでの並列化アーキテクチャに対応した。その他にも光中性子反応も計算できるように改良中であるとの情報がある。 MCNP4Cの公開に向けてのWorkshops 2000がロスアラモス(3/21–24, 5/23–26)、ロンドン(4/10–14)、シュツットガルト(7/3–7)など各地で開催予定である。因みにロスアラモスのコースでは、参加費$1,800(前払いの場合$300 discount)であり、初日の夕食はご招待で、本コース参加者には、RSICCに支払うMCNP4Cコード入手費用の$310 discountの特典付きなど至れり尽せりである。興味のある方はWWWベージ≪ http://www.solutionsbyhqc.com/mcnpinfo.html≫を参照されたい。
8．核データの内部表現
MCNP4Bで用いられる断面積ライブラリーに核データがどのような形で処理されて組み込まれているかを紹介する。
8． 1　XSDIRファイル
MCNP4Bは先ずxsdirと呼ばれるディレクトリ情報等を格納した1レコード80文字のテキストファイルを読む。データはスペースで区切られるfree formatで記述されており、基本的に３種類のセクションに分類される。1つはDATAPATHセクションで、最初のカラムからdatapathまたはDATAPATHが記述され、このセクションが存在する場合は、断面積データが実際に格納されているファイルのパスをこのパス名から検索する。 2つめは最初のカラムからATOMIC WEIGHT RATIOSが記述されているセクションで、ZAIDと呼ばれるZZAAAとAWRの組み合わせとなる。ここで、ZZは原子番号、 AAAは質量数、 AWRはatomic weight ratioをそれぞれ意味する。 3つめは最初のカラムからDIRECTORYと記述されたセクションで、ここに断面積データを実際に格納しているファイル名と格納形式等の情報が与えられる。一行には断面積の格納形式によって、７個から１０個のデータが与えられ、もし一行が８０文字を超える場合は、＋マークによって次行以降を継続行として指定する。格納されるデータの意味は以下の通りである。 1. ZAID name(10文字以内)核種/元素と断面積ファイルの種類の識別名ZZZAAA.nnC (continuous-energy neutron), ZZZAAAnnD (discrete-reaction neutron), ZZZAAAnnY (dosimetry), XXXXXXX.nnT (thermal S( a , 3 )), ZZZ000.nnP (continuous-energy photon), ZZZAAA.nnM (neutron multigroup), ZZZ000.nnG (photon multigroup), ZZZ000.nnE (continuous-energy electron).

8． 2　断面積ファイル
断面積ファイルは2種類の格納形式があり、1つはsequential asciiファイルで、テキスト形式のデータであり、もう１つはdirect-access binaryファイルである。 ascii形式は異機種間の移植性を考慮して用意されている形式で、通常はMAKXSFユーティリティコードを使ってdirect-accessファイルに変換する。MCNPはXSDIRファイルのFile typeを参照して、対応したファイル形式に従ってデータを読み込む。それぞれの形式のファイルの先頭には、制御セクションとして、格納されているデータの種類と数などが定義されているNXSとJXS配列がある。NXSは16個、JXSは32個のデータより成っており、断面積データの種類に対応した各種データの有無、格納数および相対アドレス位置等の情報が与えられている。 MCNPはこれらの制御情報を基に、所要のデータプロックを検索し、そのプロックの情報に対応したデータを指定された別プロックから読み込んで用いる。反応名について、 total, absorption, elastic, average heating numberなどは決められたファイルの位置に格納され、それ以外の反応はMT=51の様にENDF/B書式のMT番号で識別されている。これらのデータは全てpoint-wiseデータであり、エネルギーと断面積の値のセットで与えられる。MT番号のうちENDF/B書式では定義されておらず、 MCNPが独自に拡張しているものがあり、1000以上のMT番号がそれに相当している。この拡張は離散ガンマ線生成反応を指定するために用いられ、例えば(n,γ )反応で複数の離散ガンマ線が生成される時に、10200, 102003, ……., 102040の様に元となる反応のMT番号(102)に1000を掛けて、生成されるガンマ線毎の識別番号1, 2, 3, ……., 40を加えた値で表現する。エネルギー、角度分布のデータについては、LAW=IなどのENDF/B書式で定義された分布形式(LF番号またはLaw番号)に対応したデータが格納されている場合と表形式で与えられている場合がある。表形式で与えられた角度分布は33等確率角度分点におけするcumulative probabilityの形式で与えられる。LAW番号で与えられたデータはMCNP内部で分布式の定義に従って展開して用いる。表1にMCNPで処理可能なLAW番号とENDF/B書式のLaw(LF)番号との対応を示す。
断面積ファイルに格納されているデータの種類と形式は、断面積の物理的内容の違\ 'ccontinuousかmultigroupかneutronかphotonかなど)で異なっており、参照されるデータブロックも異なる。制御配列NXSやJXSには、それぞれのデータブロックの大きさや相対アドレス位置の情報が入っているので、データの種類に対応したデータプロックの先頭位置を検索し、所定の数だけデータを読み込む処理が繰り返される。各データの種類に対応した物理データと参照すべきデータプロック名を表２～表６にそれぞれ示した。なお、電子に関するデータ格約書式はMCNP4Bのマニュアルに記載されていないので省略した。
表3

9.おわりに
MCNPの紹介と、断面積ライプラリーで使われる核データの内部表現について、できる限りわかり易く述べたつもりであるが、決定論的手法に慣れ親しんでいるとモンテカルロ法のイメージが理解しにくいことも事実である。しかし、臨界事故の被曝評価にはMCNP4BとJENDL-3.1/3.2が即座に使用された事実からもMCNPの信頼性が十分高いことが理解できるであろう。ロスアラモスはMCNPの成功によって、DOEを始めとする多くのスポンサーを獲得している。そのため、優秀な学生が世界中から自然に集まってくる。一つの成功が次の優れた研究者を育むといったサイクルが形成されているように感じられる。 MCNPの高エネルギー拡張路線であるMCNPXの開発も順調に進んでいると聞いている。MCNPXのβユーザーはLA150ファイルをベースとした断面積ライブラリーが使えるので、日本でのβ版認定ユーザーも多い。もちろん、このライプラリーはMCNP4Bでも同様に取扱える。 2000年を迎えて、MCNPコードマニュアルの編者である、ロスアラモスのJudith Briesmeister女史がMCNP4Cの旗を掲げて世界中を行脚する姿を想像すると頭が下がる思いがするが、MCNP Corporationとも称される勢力はMicrosoftやAEA Technologyと同じ道を歩もうとしているのであろうか。ロスアラモスはコンサルタント契約を結べば、MCNPの使用に関して電子メールで丁寧にサポートしてくれるとも開いている。上述したWorkshops 2000などは日本人顔負けの企画であり、今後もユーザーは世界中に拡がるのは容易に予想できる。日本人にとってこの手の企画立案は得意な筈であるが、なぜ先を越されるのであろうか。ロスアラモスにしてもMCNPが事実上の世界標準になるまでには２０年の歳月を開発に注いでいる。彼らにしても、決して中途半端な意気込みではないことがわかる。我々には、彼らのような明確な戦略と熱意があるのだろうか。もう一度初心に戻って考え直す必要があるように思える。拙稿が読者の眼にとまって、MCNPに興味を感じて頂ければ筆者にとって望外の喜びである。なお、本稿をまとめるにあたり参考文献を付すべきところであるが、引用できない文献もあるため興味のある方は筆者までお問い合わせ願えれば幸いです。 （追記）原子力学会では「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委具会が活動しており、MCNPの使用法についても検討されている。活動に興味のある方は、事務局の桜井淳氏（原研）にお問い合わせ下さい。 2000年１月10日記