Historique et principe

MCNP (Monte Carlo N Particules) est un code de transport très général, qui peut être utilisé pour le transport des neutrons, des photons ou des électrons, seuls ou combinés, les photons provenant dans ce dernier cas de l’interaction des neutrons avec la matière [LOS.93], [LOS.00], [LOS.02], [WAT.99].

Les méthodes de calcul les plus communément utilisées résolvent les équations de transport de manière déterministe. Les méthodes déterministes donnent une information complète dans tout l’espace des phases du problème (x,y,z,p_x,p_y,p_z,t), permettant ainsi d’obtenir des solutions analytiques. Au contraire, la méthode de Monte Carlo utilisée dans MCNP ne résout pas une équation explicite mais fournit des réponses en simulant de manière individuelle un grand nombre de particules, avec une trajectoire possible pour chacune d’entre elles.

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Plus précisément, le code Monte-Carlo détermine les résultats d’une succession de phénomènes statistiques, succession se reproduisant un très grand nombre de fois. Ainsi, il peut suivre la trajectoire d’un très grand nombre de particules, chaque trajectoire étant le résultat de plusieurs interactions avec le milieu, chaque interaction étant un phénomène aléatoire. Connaissant toutes ces trajectoires, MCNP en déduit les informations physiques concernant un type de particule donné en un point précis de la géométrie simulée.

En somme, la méthode de Monte Carlo convient à la résolution des systèmes physiques complexes tridimensionnels dépendants du temps ; ces derniers seraient très difficiles voire impossibles à résoudre analytiquement.

Expliquons comment une particule peut être associée à un phénomène aléatoire. En fait, elle peut subir diverses interactions dans un milieu donné. Le type d’interaction est déterminé par une probabilité, cette interaction peut donner à la particule plusieurs avenirs possibles, avec pour chacun une probabilité donnée. Les probabilités sont liées aux valeurs des sections efficaces d’interaction. L’histoire de chaque particule est ainsi suivie depuis sa naissance (émission par une source par exemple) jusqu'à sa fin (absorption par un noyau par exemple). Voici l’exemple d’une série d’événements provoqués par un neutron incident pénétrant dans une épaisseur de matériau donnée :

Considérons le passage d’un neutron à travers un matériau. L’historique, défini par une succession de 7 événements, est le suivant :

Le premier événement (1) est la collision du neutron incident 1 avec un noyau du matériau. Le neutron est alors diffusé dans le matériau selon une direction qui est sélectionnée aléatoirement à partir de la loi de distribution physique (énergie,angle) de la diffusion. Un photon est aussi produit dont l’analyse est temporairement mise en attente.

Le deuxième événement (2) décrit une fission résultant de l’absorption du neutron 1 et de la naissance de deux autres neutrons et d’un photon.

Le troisième événement (3) correspond à la capture d’un des neutrons de la fission (2). Le quatrième événement (4) est l’échappement du second neutron du matériau selon

l’échantillonnage aléatoire lorsque ce dernier a fourni un point d’interaction hors des limites du matériau.

Le photon de la fission (2) subit une collision et constitue l’événement (5). Sixième événement (6) : le photon de la fission s’échappe du matériau.

Le photon généré par l’événement 1 est maintenant suivi et subit une capture ce qui constitue le dernier événement (7).

L’histoire du neutron incident est maintenant complète.

La figure 35 ci-dessous illustre l’histoire de ce neutron incident selon les sept événements décrit au-dessus :

1 2 3 4 5 ⁶ 7 Matériau Vide Vide Neutron incident 1. Neutron diffusé sur un noyau du

matériau, production d’un photon par le noyau excité

2. Fission et production d’un photon et de deux neutrons secondaires

3. Capture de l’un des deux neutrons secondaires

4. Fuite du deuxième neutron secondaire 5. Diffusion du photon issu de la fission 6. Fuite du photon issu de la fission 7. Photo-absorption du photon issu de la désexcitation du noyau

Parcours d’un neutron Parcours d’un photon

Figure 35 : Histoire aléatoire d’un neutron à travers un matériau

Cet exemple illustre la façon dont la méthode de Monte-carlo conçoit un phénomène physique. Lorsqu’une interaction se produit et conduit à la naissance de deux ou plusieurs particules, la particule ayant la plus haute énergie est analysée en premier. Les autres particules filles sont temporairement stockées en mémoire avant d’être étudiées à leur tour. Quand toutes les particules sont suivies et analysées on dit que l’histoire du phénomène est complète. En pratique on a besoin de suivre plusieurs dizaines de millions d’histoires afin d’obtenir une variance acceptable sur les observables estimées par le modèle.

Par ailleurs, les déterminations de la localisation et du type d’interaction de la particule incidente avec le milieu sont obtenues par la sélection de nombres aléatoires compris entre 0 et 1. A partir de ces nombres aléatoires, on peut reconstituer les distributions de probabilités gouvernant les processus physiques mis en jeu.

Les méthodes de Monte-Carlo ont pris une importance croissante depuis quelques années, surtout pour la simulation des mécanismes de cascades impliquant des réactions nucléaires, le calcul d’intégrales multiples et les problèmes de diffusions et de collisions. C’est Enrico Fermi qui proposa une première forme de méthode de Monte Carlo, en étudiant la modération des neutrons. En 1965, un des premiers codes est apparu sur le transport des particules pour résoudre le problème d’interaction des neutrons avec la matière dans une géométrie en trois dimensions. C’est seulement en 1993 qu’apparaît le code MCNP4A, code traitant le transport des neutrons, photons et électrons. Pour nos calculs de simulation, nous avons utilisé la dernière version : MCNP4C. Une nouvelle version, MCNPX est actuellement en cours de développement.

Tous les calculs se font à partir d’une source fixée. Nous pouvons définir trois types de sources : ponctuelle, surfacique ou volumique.

Pour le transport des neutrons, toutes les réactions nucléaires envisageables sont prises en compte par des bases de données répertoriant les sections efficaces associées à chaque noyau susceptible de générer une réaction nucléaire avec un neutron incident. Les neutrons thermiques, quant à eux, peuvent être décrits par différents modèles, par exemple le modèle du gaz libre.

Pour les photons γ, MCNP tient compte des diffusions incohérentes et cohérentes, des possibilités d’émission de γ fluorescents après absorption photoélectrique et de l’absorption par production de paires avec émission locale de photons d’annihilation.

Enfin, pour le transport des électrons, un modèle dit « continuous-slowing-down » est utilisé en incluant les positrons.

A l’aide du code MCNP, nous pouvons générer n’importe quel type de source et nous pouvons déterminer le flux de particules, le dépôt d’énergie, la dose... Les résultats sont normalisés par particule incidente. Il est possible d’obtenir un comptage par unité de surface ou de volume. Pour cela, nous étudions la trace que la particule produit lors de son passage dans une “cellule”. Une cellule est constituée par un volume entouré par un certain nombre de surfaces, elles-mêmes définies par des plans. Le code MCNP permet de suivre la trace à travers la géométrie de la cellule et calcule l’intersection avec chaque surface limite.

On a pu dire des méthodes de Monte Carlo qu’elles permettent de « réaliser une expérience avec un ordinateur ». Ceci n’est que partiellement vrai car aussi élaboré que puisse être un code de simulation Monte Carlo, il ne pourra jamais contenir la totalité des processus physiques susceptibles d’intervenir ; d’autre part certains de ces processus sont encore inconnus ou mal connus et traités avec des approximations. La recherche physique reste avant tout liée à l’expérimentation, la simulation est un puissant outil d’aide à l’analyse des phénomènes, mais ne peut en aucun cas permettre, par exemple, la découverte d’un phénomène nouveau.