MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的三维粒子输运模拟通用软件包，采用蒙特卡罗方法计算中子、光子、电子及其耦合输运问题，支持核临界系统本征值计算。该程序基于FORTRAN语言编写，通过输入文件（INP）定义几何结构、材料参数及粒子源特性，输入文件命名不超过七个字符并配有输出文件（.o）、内部计算记录文件（.r）等配套文件 。其应用范围涵盖辐射防护、反应堆设计与熔盐实验堆钍铀转换分析 ，同时包含医学成像及探测器分析等领域。
该软件起源于1963年，1970年代中期整合中子与光子程序形成首个版本。1983年发布MCNP-3成为首个标准FORTRAN77版本，1991年MCNP-4.2加入连续能量电子输运模块实现三粒子耦合计算。2000年MCNP4C引入共振自屏、微扰计算等功能，2003年MCNP-5重构至FORTRAN90标准。MCNPX作为衍生版本于1999年首次发布，整合粒子输运与高能物理计算功能。
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