La méthode Monte Carlo consiste à suivre l'histoire de chaque neutron dans le réacteur, de sa « naissance » (source externe, neutrons de fission, ...) à sa « mort » (capture par un noyau ou fuite hors du réacteur). L'histoire de chaque neutron dépend des interactions qu'il a avec la matière. Le type de noyau sur lequel a lieu l'interaction est tiré au hasard (comme dans les jeux de hasard du Casino de Monte Carlo). Il dépend d'une part de la section efficace de chaque noyau, d'autre part du nombre relatif de noyaux du type considéré par rapport au nombre total de noyaux. Ensuite, le type d'interaction est choisi, lui aussi au hasard, en fonction des sections efficaces relatives de chaque type d'interaction possible à l'énergie du neutron. Ainsi, on obtient un comportement moyen du réacteur à un instant donné (flux, coefficient de criticité, puissance, ...) en suivant de nombreuses histoires individuelles de neutron (de 100 000 à 1 000 000 de neutrons).
Pour lancer un calcul MCNP, il faut fournir :
Une description de la géométrie du réacteur aussi détaillée que possible.
La composition précise de chaque matériau (corps présents, densité, ...).
La température dans les diverses parties : la dilatation des matériaux en dépend, et celle-ci modifie la distance parcourue par les neutrons entre les interactions (le libre parcours moyen). Une augmentation de température induit également des variations sur les sections efficaces, comme l'élargissement apparent des résonances (effet Doppler).
Les chemins d'accès aux fichiers où se trouvent les sections efficaces d'interaction en fonction de l'énergie des neutrons.
Les tallys, c'est-à-dire les quantités qu'il faut calculer (flux, réactivité, sections efficaces moyennes des réactions, ...).
