OpenMC

OpenMC es un código de transporte para simulación de neutrones y fotones mediante el método de Monte Carlo . Desarrollado inicialmente por el Grupo de Física Computacional de Reactores del Instituto Tecnológico de Massachusetts (MIT) en 2011 como parte de un proyecto para desarrollar algoritmos paralelos escalables para futuras supercomputadoras de exaescala , ha recibido contribuciones de diversas universidades, laboratorios y otras instituciones desde su lanzamiento al público en diciembre de 2012. ^{[ 1 ] [ 2 ]} Es un software libre y de código abierto publicado bajo la Licencia X11 (Licencia del Consorcio MIT/X) . A diferencia de otros códigos de transporte de Monte Carlo importantes, como el Código de Transporte de Partículas N de Monte Carlo (MCNP) o Serpent , no está sujeto a control de exportaciones. Se ha utilizado en laboratorios como el Consorcio para la Simulación Avanzada de Reactores de Agua Ligera (LWR) y el Centro ANL para la Simulación de Exaescala de Reactores Avanzados. ^{[ 1 ] [ 3 ]}

Entre las características de OpenMC se incluye la capacidad de realizar cálculos de multiplicación de fuente fija, k-autovalor y subcrítica en modelos construidos con geometría sólida constructiva o diseño asistido por computadora (CAD). También cuenta con amplias interfaces de programación de aplicaciones ( API ) para extender sus funcionalidades a los lenguajes de programación C , C++ y Python . ^{[ 2 ] [ 4 ]}