Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP®) — семейство программ для моделирования процесса переноса ионизирующего излучения (нейтронов, фотонов, электронов и др.) в материальных системах с использованием методов Монте-Карло. Разработана в Лос-Аламосской национальной лаборатории (Los Alamos National Laboratory) в США на языках программирования ANSI С и FORTRAN (90 и 95).

Программа моделирует взаимодействие частиц (нейтронов, фотонов и электронов) с веществом системы. Рассматриваются реакции рассеяния и захвата, а также деления ядер нейтронами. Генерирует источник вторичных частиц, образующихся в ядерных реакциях (нейтроны деления, фотоны, электроны) или при электрон-электронном взаимодействии. Программа не рассматривает распад нестабильных ядер и их излучение^{[уточнить]}.

Используется для решения задач в области физики ядерных реакторов, радиационной защиты, радиационной медицины.