The use of the MCNP code for radiation damage calculations

В работе детально анализируются результаты численных экспериментов, выполненных в рамках метода Монте — Карло с использованием программного кода MCNP. Описаны базовые принципы стохастической теории переноса излучения, подробно обсуждается метод случайных траекторий для решения задач Монте — Карло. В данной работе код MCNP использован для численной оценки величины нейтронного потока. Исследовано влияние первичного радиационного повреждения, вызываемого в железе при его облучении высокоэнергетическими нейтронами. В качестве измеряемой характеристики радиационного повреждения использована величина смещения на атом (displacement per atom, dpa) в веществе как функция энергии нейтрона. Проведены численные исследования поперечного сечения dpa.