ترابرد نوترون

[بندانگشتی|نمایش سه‌بعدیِ پروجکتیو از نتایج یک محاسبۀ [دوبعدی ترابرد نوترون برای شار زاویه‌ای نوترون. در این تصویر، شارهای نوترون دو گروه انرژی نشان داده شده‌اند که با انتگرال‌گیری از شار زاویه‌ای نوترون بر روی تمام زوایا محاسبه می‌شوند (توضیحات دقیق‌تر در متن مقاله آمده است).]]

**ترابرد نوترون** (که با عنوان **نوترونیک** نیز شناخته می‌شود) حرکت نوترون‌های آزاد در ناحیه‌ای از فضا با در نظر گرفتن برهم‌کنش‌های نوترون‌ها با ماده در آن ناحیه است. در بررسی ترابرد نوترون توسط فیزیکدانان رآکتور، مهندسان راکتور یا مهندسان هسته‌ای، محاسبه و اندازه‌گیری می‌شود که نوترون‌ها در کجای این ناحیه و به چه تعدادی قرار دارند، در چه جهتی حرکت می‌کنند، سرعتشان چقدر است و چه تعداد از آن‌ها از این ناحیه خارج می‌شوند. هدف این است که با استفاده از شارهای زاویه‌ای نوترون که به کمک محاسبات ترابرد تعیین شده‌اند، نرخ‌های واکنش هسته‌ای محاسبه شوند. نرخ واکنش عبارت است از حاصل تقسیمِ تعداد واکنش‌های یک نوع مشخص (مانند شکافت‌های هسته‌ای) که در آن ناحیه فضایی رخ می‌دهند، بر بازه زمانی‌ای که این واکنش‌ها در آن شمارش می‌شوند.

روش‌های مبتنی بر نظریه ترابرد نوترون به‌منظور طراحی راکتورهای هسته‌ای و همچنین برای تحلیل و پایش رفتار عملیاتی آن‌ها به‌کار می‌روند. این امر در مورد آزمون‌های رآکتوری یا باریکه‌های نوترونی با کاربرد صنعتی نیز مصداق دارد. ترابرد نوترون مشابه ترابرد تابش است، اما به‌دلیل تعدد برهم‌کنش‌های ممکن، به‌مراتب پیچیده‌تر است. برخی از کدهای ترابرد نوترون، امکان محاسبهٔ ترابرد تابش، به‌ویژه برای تابش گاما، را نیز فراهم می‌کنند، در حالی‌که برخی دیگر منحصراً برای محاسبهٔ ترابرد تابش توسعه یافته‌اند (به عنوان مثال کدهای RAPTOR-M3G, MCBEND, RMC، که در ادامه به آن‌ها اشاره خواهد شد).

نگاره‌ها، بازنمایی‌های سه‌بعدیِ پروجکتیو از نتایج یک محاسبهٔ دوبعدی ترابرد نوترون را نشان می‌دهند که (با تفکیک‌پذیری انرژی بالا با ۱۹۰ گروه انرژی) شارهای زاویه‌ای نوترون را به دست داده است. این شارها سپس به‌صورت شارهای نوترون در دو گروه انرژی تجمیع شده‌اند. این مسئله مربوط به یک محاسبهٔ ترابرد دو بعدی برای یک‌چهارم یک مجتمع سوخت از یک رآکتور آب فشرده با میله‌های کنترل بیرون‌کشیده‌شده است. شبکه گسسته‌سازی که مبنای این محاسبه قرار گرفته، در پایین، شار نوترون‌های حرارتی در وسط و شار نوترون‌های سریع در بالا نشان داده شده‌اند. شار نوترون هر دو گروه انرژی به وضوح وابستگی مکانی شدیدی را نشان می‌دهد. مقادیر عددی روی نوارهای رنگی، بیانگر حداقل و حداکثر شار نوترون در واحد "*نوترون بر سانتی‌متر مربع بر ثانیه"* هستند.

## پیش‌زمینه
ترابرد نوترون ریشه در معادله بولتزمن دارد؛ معادله‌ای که در سدهٔ نوزدهم برای مطالعهٔ نظریهٔ جنبشی گازها به‌کار گرفته شد. این نظریه تا زمان اختراع راکتورهای هسته‌ای زنجیره‌ای در دههٔ ۱۹۴۰ میلادی توسعهٔ گسترده‌ای پیدا نکرد. با بررسی دقیق‌تر توزیع نوترون‌ها، تقریب‌های ظریف و راه‌حل‌های تحلیلی در هندسه‌های ساده به‌دست آمد. با این حال، با افزایش توان محاسباتی رایانه‌ها، روش‌های عددی برای حل معادلهٔ ترابرد نوترون فراگیر شدند. امروزه، با وجود رایانه‌های موازی انبوه، ترابرد نوترون همچنان در دانشگاه‌ها و مؤسسات تحقیقاتی سراسر جهان به‌طور بسیار فعال در حال توسعه است. این مسئله هنوز از دیدگاه محاسباتی چالش‌برانگیز به شمار می‌آید، زیرا به زمان و سه بُعد فضایی وابسته است و متغیرهای انرژی آن چندین مرتبهٔ بزرگی را در بر می‌گیرند (از کسری از meV تا چند MeV). راه‌حل‌های نوین معمولاً از روش جهت‌های گسسته یا روش مونت کارلو، و گاهی ترکیبی از هر دو استفاده می‌کنند.

## معادله ترابرد نوترون
معادله ترابرد نوترون یک بیان موازنه است که نوترون‌ها را پایسته نگه می‌دارد. هر جمله در این معادله نشان‌دهندهٔ افزایش یا کاهش نوترون‌ها است و در اصل بیان می‌دارد که تعداد نوترون‌های به‌دست‌آمده برابر با تعداد نوترون‌های از‌دست‌رفته است. این معادله به‌صورت زیر فرمول‌بندی می‌شود:


:\left(\frac{1}{v(E)}\frac{\partial}{\partial t}+\mathbf{\hat{\Omega}}\cdot\nabla+\Sigma_t(\mathbf{r},E,t)\right)
\psi(\mathbf{r},E,\mathbf{\hat{\Omega}},t)=\quad



\quad\frac{\chi_p \left( \bold{r},E \right)}{4\pi}\left[ 1-\tilde{\beta}(\bold{r}) \right]\int_0^{\infty} \mathrm dE^{\prime}\nu_p \left( \bold{r},E^{\prime} \right) \Sigma_f \left(\mathbf{r}, E^{\prime}, t \right) \phi \left( \mathbf{r}, E^{\prime}, t \right)



:\quad + \sum_{i=1}^N \frac{\chi_{di}\left( \bold{r},E \right)}{4\pi} \lambda_i C_i \left( \mathbf{r}, t \right)\quad



:\quad + \int_{4\pi}\mathrm d\Omega^\prime\int^{\infty}_{0}\mathrm dE^\prime\,\Sigma_s\!\!\left(\mathbf{r},E^\prime\rightarrow E,\mathbf{\hat{\Omega}}^\prime\rightarrow \mathbf{\hat{\Omega}},t\right)\psi(\mathbf{r},E^\prime,\mathbf{\hat{\Omega}^\prime},t)



:\quad + s(\mathbf{r},E,\mathbf{\hat{\Omega}},t)


که در آن، معادلهٔ نیاهسته‌های نوترون‌های تأخیری به‌صورت زیر است:


\frac{\partial C_i}{\partial t}(\bold{r},t)dt
=\tilde{\beta}_i(\bold{r})\int_0^\infty dE\nu_p(\bold{r},E)\Sigma_f(\bold{r},E,t)\phi (\bold{r},E,t)
-\lambda_i(\bold{r})C_i(\bold{r},t),



\quad i=1,...,N


همه نمادها به شرح زیر هستند:





سمت چپ معادله، تلفات نوترون و سمت راست آن، افزایش (تولید) نوترون را توصیف می‌کند. جمله اول در سمت چپ معادله، نمایانگر نرخ تغییرات زمانی نوترون‌ها در ناحیه فضایی است. جمله دوم، تلفات نوترون‌ها در ناحیه فضایی ناشی از حرکت آزاد (نشت) را توصیف می‌کند. جمله سوم، تمام نوترون‌هایی را در نظر می‌گیرد که در این فضای فاز برخورد کرده و جذب می‌شوند. جمله اول در سمت راست معادله، تولید نوترون‌ها در فضای فاز بر اثر شکافت را بیان می‌کند. جمله دوم در سمت راست، تولید نوترون‌ها ناشی از نوترون‌های تأخیری (توسط هسته‌های ناپایدار و محصولات شکافت که نوترون گسیل می‌کنند) را لحاظ می‌کند. جمله سوم در سمت راست، جمله پراکندگی (پراکندگی ورودی) است و نوترون‌هایی را در نظر می‌گیرد که در پی برهم‌کنش‌های پراکندگی، از ناحیه‌ای دیگر به این ناحیه از فضای فاز پراکنده می‌شوند. جملهٔ چهارم در سمت راست، چشمهٔ کلی است.

حل این معادله، کمیت شار زاویه‌ای نوترون \psi(\mathbf{r},E,\mathbf{\hat{\Omega}},t) را به‌دست می‌دهد که با استفاده از آن می‌توان تمام نرخ‌های واکنش در این ناحیه فضایی را محاسبه کرد؛ از جمله مواردی که برای ایمنی راکتور و همچنین اهداف حفاظ‌سازی (شیلدینگ) و دزیمتری اهمیت دارند.

معادله ترابرد اغلب تنها برای بخش خاصی از فضای فاز (مکان \mathbf{r}، انرژی E، جهت حرکت \mathbf{\hat{\Omega}} در زمان t) یا برای زیربخش‌هایی از فضای فیزیکی حل می‌شود. برای مثال، در تصویر ابتدایی بالا، نتایج محاسبات ترابردِ شار نوترون تنها برای یک مجتمع سوخت نمایش داده شده است. این رویکرد در حال حاضر همچنان متداول است، زیرا انجام محاسبات ترابرد نوترون برای یک راکتور هسته‌ای به صورت یکپارچه و کامل (که متشکل از تعداد زیادی مجتمع سوخت و اجزای دیگر است)، فراتر از توان پردازشی ابررایانه‌های موجود می‌باشد.

بنابراین، یک توالی مرحله‌بندی شده و نسبتاً پیچیده از روش‌های تقریبی به کار گرفته می‌شود که در رأس آن‌ها همواره محاسبات ترابرد برای نواحی جزئی راکتور هسته‌ای قرار دارد. شرح کامل این روش‌ها، خود حجم چندین کتاب راهنما را پر می‌کند.

## معادله پخش نوترون
در فیزیک راکتور هسته‌ای، هنگام انجام محاسبات سه‌بعدی قلب راکتور، معادلهٔ ترابرد نوترون اغلب با معادلهٔ پخش نوترون تقریب زده می‌شود. این معادله از معادلهٔ ترابرد نوترون با بسطِ شار زاویه‌ای نوترون برحسب هماهنگ‌های کروی و با مفروضات زیر به دست می‌آید:

*چندجمله‌ای‌های لژاندر به عنوان توابعی از جهت نوترون \bold{\hat{\Omega}} دارای مرتبه‌ای کمتر یا مساوی ۱ هستند،
*چشمه نوترون همسانگرد (ایزوتروپیک) است،
*آهنگ تغییر بردار چگالی جریان \bold{J}(\bold{r},E,t) بسیار کوچک‌تر از بسامد برخورد است،
*و رابطه زیر برقرار است:

\int_0^\infty \Sigma_{s1}(\bold{r},E'\to E,t)\bold{J}(\bold{r},E',t)dE'=\int_0^\infty \Sigma_{s1}(\bold{r},E\to E',t)\bold{J}(\bold{r},E,t)dE'

که در آن \Sigma_{sl}(\bold{r},E'\to E,t) ضریب بسط چندجمله‌ای لژاندر از مرتبه l برای سطح مقطع پراکندگی ماکروسکوپی است.

علاوه بر این، با فرض مستقل بودن سرعت نوترون از انرژی، معادلهٔ پخش نوترون تک‌سرعتی به‌صورت زیر خواهد بود:

\frac{1}{v}\frac{\partial}{\partial t}\phi(\bold{r},E,t)
= \bold{\nabla}\cdot D(\bold{r},E)\bold{\nabla}\phi(\bold{r},E,t)
-\Sigma_t(\bold{r},E,t)\phi(\bold{r},E,t)
+\int_0^\infty dE'\Sigma_{s0}(\bold{r},E'\to E,t)\phi(\bold{r},E,t)\qquad + \chi_p \left( \bold{r},E \right)\left[ 1-\tilde{\beta}(\bold{r}) \right]\int_0^{\infty} \mathrm dE^{\prime}\nu_p \left( \bold{r},E^{\prime} \right) \Sigma_f \left(\mathbf{r}, E^{\prime}, t \right) \phi \left( \mathbf{r}, E^{\prime}, t \right) + \sum_{i=1}^N \chi_{di}\left( \bold{r},E \right)\lambda_i C_i \left( \mathbf{r}, t \right)
+s(\mathbf{r},E,t)

که در آن D(\bold{r},E) ضریب پخش است. معادله مربوط به نیاهسته‌های نوترون‌های تأخیری و سایر نمادها پیش‌تر تعریف شده‌اند.

معادله پخش چندگروهی را می‌توان با گسسته‌سازی دامنه انرژی نوترون به دست آورد:

\frac{1}{v_g}\frac{\partial}{\partial t}\phi_g(\bold{r},t)
= \bold{\nabla}\cdot D_g(\bold{r})\bold{\nabla}\phi_g(\bold{r},t)
-\Sigma_{t,g}(\bold{r},t)\phi_g(\bold{r},t)
+\sum_{g'=1}^G\Sigma_{s0,g'\to g}(\bold{r},t)\phi_g(\bold{r},t)\qquad + \chi_{p,g} \left( \bold{r} \right)\left[ 1-\tilde{\beta}(\bold{r}) \right]
\sum_{g'=1}^G \left(\nu \Sigma\right){f,g'} \left(\mathbf{r}, t \right) \phi{g'} \left( \mathbf{r}, t \right)
\sum_{i=1}^N \chi_{di,g}\left( \bold{r} \right)\lambda_i C_i \left( \mathbf{r}, t \right)
+s_g(\mathbf{r},t)

که در آن:

\phi_g(\bold{r},t)=\int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\phi(\bold{r},E,t)
\frac{1}{v_g}=\frac{1}{\phi_g(\bold{r},t)}\int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\frac{\phi(\bold{r},E,t)}{v(E)}

\bold{\nabla}\cdot D_g(\bold{r})\bold{\nabla}\phi_g(\bold{r},t)
=\int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\bold{\nabla}\cdot D(\bold{r},E)\bold{\nabla}\phi(\bold{r},E,t)

\Sigma_{t,g}(\bold{r},t)\phi_g(\bold{r},t) = \int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\Sigma_t(\bold{r},E,t)\phi(\bold{r},E,t)


\Sigma_{s0,g'\to g}(\bold{r},t)\phi_g(\bold{r},t)
= \int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\Sigma_{s0,g'\to g}(\bold{r},t)\phi_g(\bold{r},t)

\chi_{p,g}(\bold{r})=\int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\chi_p (\bold{r},E)

\left( \nu\Sigma\right)_{f,g}(\bold{r},t) \phi_g(\bold{r},t)
= \int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\nu(\bold{r},E)\Sigma_f(\bold{r},E,t) \phi (\bold{r},E,t)

\chi_{di,g}(\bold{r})=\int_{E_g}^{E_{g-1}}dE\chi_{di} (\bold{r},E)

G تعداد گروه‌های انرژی و E_g مرز انرژیِ گروه g است. ترتیب گروه‌های انرژی به‌گونه‌ای است که E_g .

## انواع محاسبات ترابرد نوترون
چند نوع اصلی از مسائل ترابرد نوترون وجود دارد که بسته به نوع مسئله‌ای که باید حل شود، دسته‌بندی می‌شوند.

### چشمه ثابت
محاسبه چشمه ثابت شامل اعمال یک چشمه نوترون مشخص بر یک محیط و تعیین توزیع نوترون حاصل در کل مسئله است. این نوع مسئله به‌ویژه در محاسبات حفاظ‌سازی کاربرد دارد، جایی که طراح می‌خواهد دُز نوترون را در خارج از حفاظ به حداقل برساند و هم‌زمان از کمترین مقدار ماده محافظ استفاده نماید. به‌عنوان نمونه، یک محفظهٔ سوخت مصرف‌شده نیازمند محاسبات حفاظ‌سازی است تا مشخص شود چه مقدار بتن و فولاد برای محافظت ایمن از راننده کامیونی که آن را جابه‌جا می‌کند، مورد نیاز است.

### بحرانیت
شکافت هسته‌ای فرآیندی است که طی آن یک هسته به اتم‌های کوچکتر (معمولاً دو اتم) شکافته می‌شود. هنگامی که شکافت رخ می‌دهد، اغلب دانستن رفتار مجانبی سامانه مورد توجه است. یک راکتور در صورتی «بحرانی» نامیده می‌شود که واکنش زنجیره‌ای، خودپایدار و مستقل از زمان باشد. اگر سامانه در حالت پایا نباشد، توزیع مجانبی نوترون یا همان مُد اصلی با گذشت زمان به‌صورت نمایی، رشد کرده یا زوال می‌یابد.

محاسبات بحرانیت برای تحلیل محیط‌های تکثیرکننده در حالت پایا (محیط‌هایی که می‌توانند دستخوش شکافت شوند)، مانند یک راکتور هسته‌ای بحرانی، به‌کار می‌روند. در این حالت، جملات اتلاف (جذب، پراکندگی به بیرون و نشت) و جملات چشمه (پراکندگی به درون و شکافت) متناسب با شار نوترون هستند، برخلاف مسائل چشمه ثابت که در آن‌ها چشمه مستقل از شار است. در محاسبات بحرانیت، فرض عدم تغییر با زمان ایجاب می‌کند که تولید نوترون دقیقاً برابر با اتلاف نوترون باشد.

از آنجا که دست‌یابی به این حالت بحرانی تنها با دستکاری‌های بسیار دقیق هندسه (معمولاً از طریق میله‌های کنترل در یک رآکتور) امکان‌پذیر است، بعید به‌نظر می‌رسد که هندسهٔ مدل‌شده واقعاً بحرانی باشد. برای ایجاد انعطاف در مدل‌سازی، این مسائل به‌صورت مسائل ویژه مقدار فرمول‌بندی می‌شوند، به‌طوری که یک پارامتر به‌صورت مصنوعی تغییر داده می‌شود تا در نهایت بحرانیت به‌دست آید. رایج‌ترین فرمول‌بندی‌ها، ویژه مقدارهای جذب-زمان و تکثیر هستند که به ترتیب به‌عنوان ویژه مقدار alpha و k نیز شناخته می‌شوند. alpha و k کمیت‌های قابل تنظیم هستند.

مسائل ویژه مقدار k در تحلیل راکتورهای هسته‌ای متداول‌تر هستند. در این روش، تعداد نوترون‌های تولید شده در هر شکافت، توسط ویژه مقدار غالب به‌صورت ضریبی اصلاح می‌شود. مقدار حاصل از این ویژه مقدار، بازتاب‌دهندهٔ وابستگی زمانی چگالی نوترون در یک محیط تکثیرکننده است.

**k<sub>eff</sub>* eff* = 1، بحرانی: چگالی نوترون بدون تغییر باقی می‌ماند؛ و
**keff* > 1، فوق‌بحرانی: چگالی نوترون با زمان در حال افزایش است.

در یک [[راکتور هسته‌ای]]، شار نوترون و چگالی توان با یکدیگر متناسب هستند، از این رو در مرحلهٔ راه‌اندازی راکتور *keff* > 1، در طول بهره‌برداری راکتور *keff* = 1 و هنگام خاموشی راکتور *keff* < 1 است.

== روش‌های محاسباتی ==
هر دو نوع محاسبات چشمهٔ ثابت و بحرانیّت را می‌توان با استفاده از [[سیستم قطعی|روش‌های قطعی]] یا [[فرایند تصادفی|تصادفی]] حل کرد. در روش‌های قطعی، معادله ترابرد (یا تقریبی از آن، مانند [[نظریه پخش]]) به‌عنوان یک معادله دیفرانسیل (جزئی) حل می‌شود. در مقابل، در روش‌های تصادفی مانند [[روش مونته‌کارلو|مونت کارلو]]، تاریخچه هر ذره به‌صورت مجزا در یک فرایند [[ولگشت|گشت تصادفی]] که توسط احتمالاتِ برهم‌کنشِ اندازه‌گیری‌شده هدایت می‌شود، ردیابی و میانگین‌گیری می‌شوند. روش‌های قطعی معمولاً شامل رویکردهای چندگروهی هستند، در حالی که مونت کارلو می‌تواند با کتابخانه‌های سطح مقطع چندگروهی و انرژی-پیوسته کار کند. محاسبات چندگروهی اصولا روندی تکراری دارند، زیرا ثابت‌های گروهی بر اساس پروفایل‌های شار-انرژی محاسبه می‌شوند، که این پروفایل‌ها خود در نتیجهٔ محاسبات ترابرد نوترون تعیین می‌گردند.

=== گسسته‌سازی در روش‌های قطعی ===
برای حل عددی معادله ترابرد به کمک معادلات جبری در رایانه، متغیرهای مکانی، زاویه‌ای، انرژی و زمان باید [[گسسته‌سازی]] شوند.
* متغیرهای مکانی معمولاً با تقسیم ساده هندسه به نواحی کوچک متعدد بر روی یک شبکه (مش) گسسته می‌شوند. سپس می‌توان معادله موازنه را در هر نقطه از شبکه با استفاده از روش [[تفاضل محدود]] یا روش‌های نودال حل کرد.
* متغیرهای زاویه‌ای می‌توانند توسط [[روش جهات گسسته|جهات گسسته]] و مجموعه‌های [[انتگرال‌گیری عددی|تربیع]] وزنی (که منجر به روش‌های S<sub>N</sub> می‌شود)، یا از طریق روش‌های بسط تابعی با [[هماهنگ‌های کروی]] (که منجر به روش‌های P<sub>N</sub> می‌شود) گسسته شوند.
* متغیرهای انرژی معمولاً با روش چندگروهی گسسته می‌شوند، که در آن هر گروه انرژی نمایانگر یک انرژی ثابت است. برای برخی از مسائل راکتورهای حرارتی، حتی ۲ گروه انرژی نیز می‌تواند کافی باشد، اما محاسبات راکتورهای سریع ممکن است به گروه‌های بسیار بیشتری نیاز داشته باشد.
* متغیر زمان نیز به گام‌های زمانی گسسته شکسته می‌شود و مشتقات زمانی با فرمول‌های تفاضلی جایگزین می‌گردند.

=== کدهای رایانه‌ای مورد استفاده در ترابرد نوترون ===
==== کدهای احتمالاتی ====
**COG -* یک کد مونت کارلو توسعه‌یافته در LLNL برای تحلیل ایمنی بحرانیت و ترابرد عمومی تابش ()
**MCBEND*  – یک کد مونت کارلو برای ترابرد عمومی تابش، توسعه‌یافته و پشتیبانی‌شده توسط ANSWERS Software Service.
**MCNP* – یک کد مونت کارلو توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی لس آلاموس|LANL]] برای ترابرد عمومی تابش
*MC21 – یک کد مونت کارلو سه‌بعدی همه‌منظوره توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه نیروی اتمی نالز|NNL]].
**MCS* – کد مونت کارلو MCS از سال ۲۰۱۳ در مؤسسه ملی علوم و فناوری اولسان (UNIST)، جمهوری کره، در حال توسعه است.
**Mercury* – یک کد ترابرد ذره مونت کارلو توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی لارنس لیورمور|LLNL]].
**MONK*  – یک کد مونت کارلو برای ایمنی بحرانیت و تحلیل‌های فیزیک راکتور، توسعه‌یافته و پشتیبانی‌شده توسط ANSWERS Software Service.
**MORET* – کد مونت کارلو برای ارزیابی ریسک بحرانیت در تأسیسات هسته‌ای، توسعه‌یافته در IRSN، فرانسه
**OpenMC* – یک کد مونت کارلو منبع‌باز و توسعه‌یافته توسط جامعه (community-developed) 
**RMC* – یک کد مونت کارلو توسعه‌یافته در دپارتمان فیزیک مهندسی [[دانشگاه تسینگ‌هوا]] برای ترابرد عمومی تابش
*SCONE – مخفف *'S**tochastic **C**alculator **O**f the **N**eutron Transport **E*'quation (حسابگر تصادفی معادله ترابرد نوترون)، یک کد مونت کارلو منبع‌باز توسعه‌یافته در دانشگاه کمبریج.
**Serpent* – یک کد ترابرد ذره مونت کارلو توسعه‌یافته در [[مرکز تحقیقات فنی VTT فنلاند]].
**Shift/KENO* – کدهای مونت کارلو توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی اوک ریج|ORNL]] برای ترابرد عمومی تابش و تحلیل بحرانیت
**TRIPOLI* – کد ترابرد مونت کارلو سه‌بعدی همه‌منظوره انرژی-پیوسته، توسعه‌یافته در CEA، فرانسه
**UCN* - کد ترابرد مونت کارلو برای شبیه‌سازی آزمایش‌ها با نوترون‌های فراسرد، توسعه‌یافته در PNPI، گاتچینا

==== کدهای قطعی ====
**Ardra* – یک کد ترابرد ذره خنثی توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی لارنس لیورمور|LLNL]] 
**Attila* – یک کد ترابرد تجاری
**DRAGON* – یک کد منبع‌باز فیزیک شبکه (lattice physics)
**PHOENIX/ANC* – یک مجموعه کد اختصاصی فیزیک شبکه و پخش (diffusion) سراسری از [[شرکت وستینگهاوس الکتریک|وستینگهاوس الکتریک]]
**PARTISN* – یک کد ترابرد توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی لس آلاموس|LANL]] مبتنی بر روش جهات گسسته
**NEWT* – یک کد S<sub>N</sub> دوبعدی توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه ملی اوک ریج|ORNL]] 
**DIF3D/VARIANT* – یک کد سه‌بعدی توسعه‌یافته در آزمایشگاه ملی آرگون که در اصل برای راکتورهای سریع توسعه یافته است 
**DENOVO* – یک کد ترابرد موازی انبوه در حال توسعه توسط [[آزمایشگاه ملی اوک ریج|ORNL]]
**Jaguar* – یک کد ترابرد سه‌بعدی موازی مبتنی بر [[روش موازنه برشی]] (Slice Balance Approach) برای شبکه‌های پولی‌توپ (polytope) دلخواه، توسعه‌یافته در [[آزمایشگاه نیروی اتمی نالز|NNL]]
**DANTSYS*
**RAMA* – یک کد سه‌بعدی اختصاصی [[روش مشخصه‌ها]] (method of characteristics) با قابلیت مدل‌سازی هندسه دلخواه، توسعه‌یافته برای [[مؤسسه تحقیقات برق قدرت|EPRI]] توسط TransWare Enterprises Inc.
**RAPTOR-M3G* – یک کد ترابرد تابش موازی اختصاصی توسعه‌یافته توسط [[شرکت وستینگهاوس الکتریک]]
**OpenMOC* – یک کد منبع‌باز موازی [[روش مشخصه‌ها]] توسعه‌یافته در [[مؤسسه فناوری ماساچوست|MIT]]
**MPACT* – یک کد سه‌بعدی موازی [[روش مشخصه‌ها]] در حال توسعه توسط [[آزمایشگاه ملی اوک ریج]] و [[دانشگاه میشیگان]]
**DORT* – ترابرد جهات گسسته (Discrete Ordinates Transport)
**APOLLO* – یک کد فیزیک شبکه مورد استفاده [[کمیسیون انرژی‌های جایگزین و انرژی اتمی فرانسه|CEA]]، [[الکتریسیته دو فرانس|EDF]] و [[Areva NC|Areva]]
**CASMO/SIMULATE* – یک مجموعه کد اختصاصی فیزیک شبکه و پخش (diffusion) توسعه‌یافته توسط [[Studsvik]] برای تحلیل [[راکتور آب‌سبک|LWR]] شامل شبکه‌های مربعی و شش‌ضلعی
**HELIOS* – یک کد اختصاصی فیزیک شبکه با هندسه تعمیم‌یافته توسعه‌یافته توسط [[Studsvik]] برای تحلیل [[راکتور آب‌سبک|LWR]]
**milonga* – یک کد رایگان تحلیل قلب راکتور هسته‌ای
**STREAM* – یک کد تحلیل ترابرد نوترون، STREAM (مخفف Steady state and Transient REactor Analysis code with Method of Characteristics - کد تحلیل راکتور در حالت پایا و گذرا با روش مشخصه‌ها)، از سال ۲۰۱۳ در مؤسسه ملی علوم و فناوری اولسان (UNIST)، جمهوری کره، در حال توسعه است 
**TINTE –'' یک کد پخش (diffusion) دو گروهی برای مطالعه رفتار هسته‌ای و حرارتی راکتورهای دمای بالا، توسعه‌یافته توسط Forschungszentrum Jülich در آلمان.

## جستارهای وابسته

* رآکتور هسته‌ای
* معادله بولتزمان
* TINTE
* Neutron scattering

## یادداشت‌ها

## منابع

## پیوند به بیرون

* LANL MCNP6 website
* LANL MCNPX website
* VTT Serpent website
* MIT CRPG OpenMOC website

رده:فیزیک هسته‌ای
رده:نوترون