asignatura master 2026

asignatura master 2027

Subject code: 28090039

PRESENTATION AND CONTEXTUALIZATION

MONTE CARLO METHOD FOR RADIATION TRANSPORT
28090039
2026/2027
DEGREE IN WHICH IT IS OFFERED MÁSTER UNIVERSITARIO EN NEUTRÓNICA COMPUTACIONAL/MASTER'S DEGREE IN COMPUTATIONAL NEUTRONICS
C
6
150
SEMESTER 1
CASTELLANO

El método de Monte Carlo es actualmente una de las herramientas más potentes y versátiles para los cálculos de transporte de radiación que involucran neutrones, fotones y, bajo ciertos regímenes, partículas cargadas, en geometrías complejas y con descripciones físicas detalladas. En el campo de la fusión nuclear, resulta especialmente relevante para el diseño y la verificación de blindajes, la evaluación de campos de radiación y el cálculo de funciones de respuesta asociadas, como el calentamiento nuclear, la dosis o las tasas de reacción. Estas magnitudes son esenciales para el diseño, la operación y el licenciamiento de instalaciones y componentes.

Desde una perspectiva conceptual, el transporte por Monte Carlo se basa en la interpretación probabilística de la ecuación de transporte de Boltzmann y en la simulación explícita de historias de partículas. Cada interacción y trayectoria se modela mediante muestreo estadístico basado en secciones eficaces y modelos de interacción. En consecuencia, este curso combina: (i) los principios físicos que gobiernan las interacciones de la radiación con la materia, incluyendo neutrones, fotones y partículas cargadas; (ii) los elementos computacionales fundamentales del método, tales como el muestreo, el tratamiento de la geometría, los estimadores y la cuantificación estadística de la incertidumbre; y (iii) una introducción al uso de códigos de referencia de Monte Carlo en aplicaciones de fusión, con especial énfasis en MCNP y OpenMC, con el fin de conectar los conceptos fundamentales con la práctica habitual en el análisis neutrónico de instalaciones de fusión.

Al finalizar el curso, los estudiantes deberán ser capaces de:

  • Comprender los principios físicos que gobiernan las interacciones de neutrones y fotones con la materia, así como el papel de las bibliotecas de secciones eficaces en la modelización del transporte para aplicaciones de fusión.

  • Comprender el método de Monte Carlo como una aproximación numérica al transporte de radiación, incluyendo la construcción de historias de partículas, el muestreo de puntos de interacción, la selección de canales de reacción y los criterios de terminación.

  • Adquirir experiencia inicial en el uso de MCNP y/o OpenMC para problemas representativos de fusión, reconociendo al mismo tiempo las capacidades y limitaciones de estos códigos.

English version:

The Monte Carlo method is currently one of the most powerful and versatile tools for radiation transport calculations involving neutrons, photons and, under certain regimes, charged particles in complex geometries and with detailed physics descriptions. In the field of nuclear fusion, it is particularly relevant for shielding design and verification, the assessment of radiation fields, and the calculation of associated response functions, such as nuclear heating, dose or reaction rates. These quantities are essential for the design, operation and licensing of facilities and components.

From a conceptual perspective, Monte Carlo transport is based on the probabilistic interpretation of the Boltzmann transport equation and the explicit simulation of particle histories. Each interaction and trajectory is modelled through statistical sampling based on cross sections and interaction models. Accordingly, this course combines: (i) the physical principles governing radiation–matter interactions, covering neutrons, photons and charged particles; (ii) the key computational elements of the method, including sampling, geometry handling, estimators and the statistical quantification of uncertainty; and (iii) an introduction to the use of reference Monte Carlo codes in fusion applications, with particular emphasis on MCNP and OpenMC, to connect the underlying concepts with standard practice in the neutronics analysis of fusion facilities.

Upon completion of the course, students should be able to:

  • Understand the physical principles governing neutron and photon interactions with matter, as well as the role of cross-section libraries in fusion transport modelling.

  • Understand the Monte Carlo method as a numerical approach to radiation transport, including the construction of particle histories, sampling of interaction points, selection of reaction channels and termination criteria.

  • Gain initial experience in the use of MCNP and/or OpenMC for representative fusion problems, while recognising the capabilities and limitations of these codes.