Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
-
Upload
utiya-hikmah -
Category
Documents
-
view
263 -
download
3
Transcript of Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
1/21
MATERI KULIAH
Pengenalan MCNP
Untuk Pengkajian Dosis
Oleh;
Rasito, !i
Pusat Pen"i"ikan "an Pelatihan
#a"an Tenaga Nukli$ Nasional
%&'(
1
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
2/21
Pengenalan MCNP Untuk Pengkajian Dosis Ekste$nal
A! Tujuan inst$uksional u)u)
1. Peserta memahami prinsip simulasi MCNP
2. Peserta memahami aplikasi MCNP untuk perhitungan dosis
#! Tujuan inst$uksional khusus
1. Peserta dapat membuat inputan MCNP
2. Peserta dapat melakukan simulasi MCNP untuk perhitungan dosis
'! Pen"ahuluan
Radiasi dari suatu sumber yang mengenai jaringan tubuh akan memberikan terimaan
dosis radiasi. Nilai dosis yang diterima bergantung kepada jenis radiasi, energi dan kuat
sumber, jarak sumber, dan lama waktu penyinaran. Dosis radiasi yang diterima dapat
diketahui melalui dua ara yaitu pengukuran dan perhitungan. Pengukuran dapat dilakukan
menggunakan alat dosimeter, sementara perhitungan dapat dilakukan menggunakan metode
deterministik !analitik" dan probabilistik !statistik". #alah satu metode probabilistik yang
dapat digunakan adalah monte arlo.
$ambar 1. Pemodelan dosis eksternal
2
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
3/21
Monte Carlo merupakan metode numerik statistik dengan ara menyimulasikan
bilangan aak untuk menyelesaikan masalah%masalah yang tidak dimungkinkan diselesaikan
seara analitik. #alah satu program komputer berbasis metode monte arlo adalah monte
arlo n%partile !MCNP"&1'. MCNP dapat menyimulasikan perjalanan partikel neutron,
elektron dan (oton dalam suatu material tiga dimensi. Program komputer ini dikerjakan oleh
tim Monte Carlo di )aboratorium Nasional )os *lamos, +#*.
Disebut dengan monte arlo karena dianggap prinsip kerjanya sama dengan permainan
dadu dan kata monte arlo- sendiri diambil dari nama sebuah kota di negara Monao yang
merupakan pusat judi internasional. *plikasi simulasi menggunakan monte arlo pertama kali
adalah untuk perhitungan kekritisan bom nuklir dalam projek Manhatan tahun 1/0an.
Penggunaan program komputer berbasis monte arlo pada mulanya kurang diminati karena
perhitungan dengan metode simulasi sangat tergantung pada kemampuan komputer. Namun
sejak 10an dengan perkembangan teknologi komputer yang ukup pesat menjadikan
metode simulasi menggunakan monte arlo% juga menjadi berkembang. Perkembangan
MCNP diperlihatkan pada $ambar 2 dengan produk keluaran mutakhirnya adalah MCNP
3ersi .
$ambar 2. Perkembangan MCNP
MCNP akan menyimulasikan partikel dimulai dari dia lahir- kemudian berinteraksi
dengan material hingga berakhir di daerah mati-. #ebagaimana diperlihatkan pada $ambar
4, dimisalkan sebuah partikel elektron dari suatu sumber berinteraksi dengan suatu material.
5nteraksi pertama !a1" adalah hamburan kemudian terjadi interaksi !a2" menghasilkan (oton
dan elektron terhambur yang masuk ke daerah mati. 6oton yang terbentuk selanjutnya
berinteraksi dengan material !b1" menghasilkan neutron dan (oton terhambur yang kemudian
3
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
4/21
terserap oleh bahan !b2". Neutron yang terbentuk kemudian terhambur !1" untuk kemudian
masuk daerah mati.
$ambar 4. Prinsip simulasi partikel dalam MCNP
MCNP selain dapat menyimulasikan partikel elektron, neutron dan (oton seara
terpisah, dapat juga menyimulasikan ketiga partikel tersebut seara bersamaan, sebagaimana
yang diperlihatkan pada ontoh $ambar 4. Dari simulasi partikel, MCNP dapat memberikan
output berupa (luks, (luene, energi, pulsa aahan, dll. 7esaran (isis hasil keluaran MCNP
tersebut selanjutnya dapat digunakan untuk mendapatkan besaran lain seperti kritikalitas, laju
paparan, dosis, dll pada suatu material.
+ntuk melakukan simulasi menggunakan MCNP maka ada tiga tahapan yang dilalui
yaitu membuat inputan, running, dan interpretasi output.
2. In*ut MCNP
Membuat input MCNP pada prinsipnya sederhana yaitu dengan mengisikan apa yang
disebut dengan kartu-. 8erdapat tiga kartu dalam inputan MCNP yaitu kartu sel, kartu
permukaan, dan kartu data. 9artu sel dan kartu permukaan merupakan inputan geometri dari
obyek yang akan disimulasikan, sementara kartu data merupakan in(ormasi mengenai
material obyek simulasi, de(inisi dari sumber partikel, dan tally atau besaran (isis yang akan
dihitung. +rutan pengisian kartu dalam input MCNP diperlihatkan pada $ambar /.
4
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
5/21
$ambar /. #usunan kartu dalam inputan MCNP
Dalam urutan input MCNP baris pertama diisi judul- berupa kalimat apa saja, bisa
juga berupa tema simulasi yang akan dilakukan. +ntuk baris selanjutnya jika akan diisi
dengan kata atau kalimat maka harus diberikan tanda - di kolom paling depan. :al ini
untuk menunjukkan bahwa dia hanyalah omment- sehingga tidak akan diproses. #etiap
kartu harus dipisahkan dengan spasi atau baris kosong blank line-. :anya 1 baris kosong,
jika tidak dipisah maka akan dianggap satu kartu, sementara jika dipisah lebih dari 1 baris
kosong maka tidak akan diproses.
%!' Ka$tu sel
;byek yang akan disimulasi harus dide(inisikan sebagai suatu sel. +ntuk
sebuah obyek bisa dide(inisikan menjadi lebih dari satu sel. Pende(inisian menjadi
lebih dari satu sel dapat dikarenakan jenis material yang berbeda, bisa juga karena
sengaja ingin dibedakan, atau karena kesulitan dalam memodelkan geometrinya.
5
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
6/21
$ambar dengan satu jenis material sehingga
dide(inisikan sebagai satu buah sel, misal obyek yang akan disimulasi disebut sel
1- sebagai obyek dan sel 2- sebagai daerah mati. +ntuk sel berbentuk kotak maka
ada enam permukaan yang menutupinya. ?ika obyeknya adalah silinder maka ada
tiga permukaan, dan bola ada satu permukaan, dan seterusnya. 9arena sel 1
memiliki geometri kotak maka dia memiliki enam permukaan yang menutupinya.
9e enam permukaan tersebut dapat dide(inisikan sebagai permukaan 1,2,4,/,< dan.
$ambar . Model sel dengan permukaan
6
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
7/21
?ika dimisalkan sel 1 adalah air !1,0 g@m4" berbentuk kotak yang dibatasi oleh
permukaan 1,2,4,/,< dan maka pengisian kartu sel dalam input MCNP adalah
sebagai berikutA
C ka$tu sel
' ' +'!& +' % ( + +- . / ai$ 0entuk kotak
% & 1' / "ae$ah )ati
*ngka paling awal !1" merupakan nomor sel obyek, angka berikutnya adalah
nomor material !1" dari sel tersebut. *ngka 1.0 merupakan densitas dari sel 1 !harus
diberi tanda minus", kemudian angka 1 s@d merupakan nomor permukaan yang
melingkupi sel 1. Pemberian keterangan setelah tanda B- merupakan keterangan
sel yang si(atnya opsional bisa diisi atau tidak. Pemberian tanda positi( atau negati(
pada nomor permukaan adalah sesuai kesepakatan, misalnya sel yang berada
disebelah sumbu negati( maka permukaannya diberi tanda minus, yang disebelah
sumbu positi( maka permukaannya diberi tanda positi(. +ntuk permukaan
berbentuk lingkaran atau bola, jika sel di dalam permukaan maka permukaanya
diberi tanda minus, dan sebaliknya yang selnya diluar permukaan maka
permukaannya diberi tanda positi(. ?ika obyek simulasi hanya satu dan
dideskripsikan dalam satu sel yaitu sel 1 maka daerah mati merupakan sel selain sel
1 !dituliskan 1". 9arena sel 2 merupakan daerah mati maka diberi nomor material
nol !0" dan tidak memiliki densitas.
%!% Ka$tu *e$)ukaan
Dalam inputan MCNP, kartu permukaan diisi dengan bentuk dan nilai dari
bidang permukaan yang memotong sumbu koordinat. +ntuk geometri pada $ambar
jika panjang masing%masing rusuk 1 mm maka pengisian kartu permukaan pada
inputan MCNP adalah sebagai berikutA
C ka$tu *e$)ukaan
' *2 &!'
% *2 &!&
( *3 &!&
*3 &!'7
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
8/21
- *4 &!'
. *4 &!&
+ntuk pengisian kartu permukaan dengan beragam bentuk permukaan
diperlihatkan pada 8abel 1. #emakin komplek geometri dari obyek yang akan
disimulasi maka dimungkinkan akan semakin banyak penggunaan beragam bentuk
permukaan. +ntuk memudahkan pemodelan dari obyek dengan geometri yang
komplek biasanya akan dilakukan dengan membagi obyek tersebut menjadi lebih
banyak sel. :asil simulasi sangat dipengaruhi oleh sejauh mana pemodelan
geometri yang mendekati realita obyek.
8
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
9/21
8abel 1. 9artu permukaan untuk inputan MCNP&2'
%!( Ka$tu "ata
#etelah pengisian inputan geometri obyek dalam kartu sel dan kartu
permukaan maka dilanjutkan dengan mengisi kartu data. ang diisikan dalam kartu
9
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
10/21
data adalah data material, data sumber partikel, tally yang diinginkan, jumlah
partikel yang disimulasi, dan lain%lain.
5 ka$tu "ata
)o"e n * e
i)*6n ' &
i)*6* ' &
i)*6e ' &
NP '&&&&&&
C "ata )ate$ial
!
!
C "e7inisi su)0e$
!
!
C tall3
!
!
Dst!!
Dalam pengisian kartu data dapat disisikan mode partikel yang akan
disimulasikan, yaitu neutron !n", (oton !p", elektron !e", baik salah satu, dua atau
semuanya. Dapat juga diisikan important- yaitu partikel tersebut akan
disimulasikan dalam sel tersebut atau tidak, 1- artinya disimulasikan dan 0-
artinya tidak disimulasikan. +ntuk sel yang merupakan daerah mati maka partikel
tidak akan disimulasikan. 9arena sel 1 merupakan obyek simulasi dan sel 2 adalah
daerah mati maka dituliskan impEn 1 0-. Dalam kartu data juga dimasukkan
jumlah partikel yang akan disimulasikan !NP#". #emakin besar nilai NP#%nya maka
akan semakin lama juga MCNP melakukan prosesnya, namun keuntungannya
adalah akan semakin rendah nilai errornya-.
2.3.1 Data )ate$ial10
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
11/21
Data material yang diisikan dalam kartu data adalah komposisi isotop dari
material sel. Penulisan data material juga spesi(ik karena berupa kode yang
akan berkaitan dengan interaksi apa yang akan diminta dilakukan oleh MCNP.
Di dalam library- MCNP terdapat beragam bentuk interaksi dari ketiga
partikel !neutron, (oton, elektron" dengan beragam isotop. 9aidah dalam
penulisan data material adalah sebagai berikutA
C "ata )ate$ial
Mn 8AID 7$aksi / kete$angan
ContohA
C )ate$ial ai$
M' '&&'!.&5 +&!.9 / H
:&'.!.&5 +&!(( / O
Mn adalah nomor material dengan angka n sebagaimana dalam penulisan kartu
sel sebelumnya. F*5D adalah penulisan nomor atom !F", nomor massa !*"
dan library identi(ier- !5D". Dari ontoh inputan data material 1 dari suatu sel
adalah air ringan !:2;" dengan (raksi atom ; adalah 1 !0,44" dan : adalah 2
!0,G", karena nilai total (raksi adalah 1. 9arena menggunakan (raksi atom
maka diberi tanda minus. *dapun jika menggunakan (raksi massa maka tidak
ada tanda minus. Penulisan 5D !.0" di belakang penulisan isotop
menunjukkan bahwa kita menginginkan interaksi air tersebut dengan neutron
yang ada dalam tabel interaksi neutron HND60.
#ebagai ontoh, penulisan F*5D pada inputan data material MCNP untuk
aplikasi dosimetri dapat menggunakan 8abel 1. +ntuk isotop yang lebih
lengkapnya MCNP–A General Monte Carlo N-Particle Transport Code,
Version 5 - Vol. I: Overview and Teor!, )os *lamos National )aboratory
report )*%+R%04%1IG. Dalam pengembangannya, MCNP menghimpun data
interaksi partikel dengan isotop hasil perobaan maupun pendekatan yang
diperoleh dari berbagai laboratorium dan pusat%pusat penelitian di dunia.
Dengan data library tersebut diharapkan hasil simulasi MCNP kedepannya
semakin mendekati realita.
11
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
12/21
8abel 2. Data library untuk dosimetri&1'
%!(!% De7inisi su)0e$
#umber diartikan sebagai daerah dimana partilel yang disimulasikan itu
lahir-. Dalam penulisan de(inisi sumber ini pada aplikasi MCNP untuk
perhitungan kritikalitas dengan perhitungan radiasi adalah berbeda. +ntuk
aplikasi kritikalitas digunakan 9C;DH, untuk sumber permukaan digunakan
##R, sementara untuk radiasi umum digunakan #DH6. $eometri dan posisi
sumber, distribusi energi, arah panaran, jenis dan berat partikel. Penulisan
de(inisi sumber dalam kartu data adalah sebagai berikutA
5 "e7inisi ene$gi
s"e7
maka MCNP akan menganggap bahwa ada sebuah sumber titik berada di
posisi 0,0,0, memanarkan radiasi dengan energi 1/ MeJ ke segala arah
!isotropik", pada waktu tK0 dan berat partikel adalah 1. ?ika pada kasus
$ambar G diberikan sumber berbentuk titik !Cs%14G" dengan energi radiasi
gamma 0,2 MeJ maka pengisian de(inisi sumber adalahA
5 "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g &!..% *os & & ( *a$%
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
13/21
$ambar G. Model sel dan sumber
9arena sumber tidak boleh berada di daerah mati maka harus ada
perubahan dalam isian kartu sel dan kartu permukaan yaitu penambahan sel
baru yaitu sel lingkungan, misal udara. Misalkan ditambahkan sel baru berupa
udara lingkungan berbentuk bola dengan pusat di !0,0,0" dan jari%jari 10 m,
sehingga inputan kartu sel dan kartu permukaannya menjadiA
5 ka$tu sel
' ' +'!& +' % ( + +- . / ai$ 0entuk kotak % % +&!&&'% 1' +9 / u"a$a lingkungan
( & 9 / "ae$ah )ati
C ka$tu *e$)ukaan
' *2 &!'
% *2 &!&
( *3 &!&
*3 &!'
- *4 &!'
. *4 &!&
9 so '&
?ika sumbernya memiliki energi lebih dari satu atau berbentuk spektrum
diskrit sebagaimana $ambar I maka pengisian de(inisi sumbernya adalahA
13
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
14/21
$ambar I. #umber dengan spektrum energi berbentuk diskrit
5 "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g "' *os & & ( *a$%
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
15/21
berbentuk spektrum kontinyu sebagaimana $ambar 10, maka pengisian
de(inisi sumbernya adalahA
$ambar 10. #umber dengan spektrum energi kontinyu
5 "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g "' *os & & ( *a$%
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
16/21
s*' &!: &!%
5nputan tersebut merupakan ontoh dimana terdapat dua sumber Cs%14G di
!0,0,4" dan !2,0,0" dengan kuat sumber pertama / kali lebih besar dari sumber
kedua. +ntuk sumber yang memiliki bentuk, seperti bola, silinder, dll
sebagaimana pada $ambar 12 sumber berbentuk silinder yang pusatnya di
!0,0,4", jari%jari < mm dan tinggi / mm, maka pengisian de(inisi energinya
adalahA
$ambar 12. Model sel dengan sumber berbentuk silinder
C "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g&!..% *os& & ( $a" "' e4t "%
si' & &!-
si% +&!% &!%
+ntuk sumber dengan arah berkas panaran tertentu sebagaimana pada
$ambar 14, maka pengisian de(inisi sumbernya adalahA
16
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
17/21
$ambar 14. Model sel dengan berkas radiasi sumber satu arah
C "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g&!..% *os& & ( $a" "' e4t "% "i$' =e5& & +'
si' & &!-
si% +&!% &!%
%!(!( Tall3
8ally merupakan besaran (isis yang diinginkan dari hasil simulasi !output
MCNP". 8ally yang disediakan MCNP ukup beragam sebagaimana
diperlihatkan pada 8abel 4 berikutA
8abel 4. 7entuk tally&2'
#ebagai ontoh, agar MCNP menghitung energi yang terdisipasi pada suatu
organ maka dapat menggunakan tally 6, dengan inputanA
C tall3
>.6* '
Dari inputan tersebut maka MCNP akan memberikan output energi radiasi
gamma yang terdisipasi !MeJ@g" dalam sel 1.
17
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
18/21
3. Instalasi "an $unning MCNP
Meski program komputer ini pengerjaannya adalah di )*N)
!ttps:""laws.lanl.#ov"vosts"$cnp.lanl.#ov"$cnp5.st$l " namun untuk distribusinya
dilakukan oleh R#5CC !ttps:""rsicc.ornl.#ov"%e&a'lt.asp(". *plikasi MCNP yang
akan dipraktikan dalam pelatihan ini adalah MCNP 3ersi ILE
menggunakan co$$and pro$pt . Dalam sistem operasi windows, MCNP dijalankan
menggunakan co$$ant pro$pt . *da juga ara praktisnya yaitu dengan dibuatkan (ile
!0at sehingga MCNP dapat dijalankan dengan mudah melalui total co$$ander .
! i)ulasi MCNP untuk *e$hitungan "osis
Dosis radiasi merupakan jumlahan energi radiasi yang diserap oleh material tiap
satuan massa. MCNP dapat digunakan untuk menghitung dosis seara mudah.
#ebagai ontoh sederhana sebagaimana pada $ambar G, jika MCNP diminta untuk
menentukan dosis di sel 1 maka dapat dibuat inputan sebagai berikutA18
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
19/21
i)ulasi "osis ga))a "i sel '
5 ka$tu sel
' ' +'!& +' % ( + +- . / ai$ 0entuk kotak
% % +&!&&'% 1' +9 / u"a$a lingkungan
( & 9 / "ae$ah )ati
C ka$tu *e$)ukaan
' *2 &!'
% *2 &!&
( *3 &!&
*3 &!'
- *4 &!'
. *4 &!&
9 so '&
5 ka$tu "ata
)o"e *
i)*6* ' ' &
NP '&&&&&&
C "ata )ate$ial
M' '&&'! +&!.9 / H
:&'.! +&!(( / O
M% 9&'! +&!999: / U"a$a
9&'-! +%!:e+(
:&'.! +&!%&
':&&&! +!.E+&(
5 "e7inisi su)0e$
s"e7 e$g &!..% *os & & ( *a$% M. '!.E+'&
19
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
20/21
Penambahan 6M atau (aktor multiplikasi dikarenakan output 6 memiliki satuan
MeJ@g sementara untuk dosis satuannya adalah joule@kg atau gray !$y". +ntuk itu
dari output 6 tersebut masih harus diberikan (aktor pengali !6M" sebesar 1,H%10.
:asil dari output MCNP adalah nilai dari simulasi 1 buah partikel. ?adi untuk
mendapatkan nilai dosis yang sebenarnya maka masih dikalikan dengan jumlah
partikel dan waktu penyinaran. +ntuk sumber partikel berupa >at radioakti( maka
jumlah partikel adalah sebanding dengan nilai akti3itas !7O" dikalikan intensitas
radiasinya.
+ntuk perhitungan dosis pada manusia maka seara prinsip MCNP mudah
diaplikasikan. :anya persoalannya terletak pada tingkat kerumitan memodelkan
geometri tubuh manusia. #ebagaimana diperlihatkan pada $ambar 1/, MCNP bisa
digunakan dengan berbagai pendekatan geometri tubuh manusia mulai dari
pendekatan kasar !a", menggunakan mannikin botol !b", hingga pendekatan rini !".
$ambar 1/. Pemodelan MCNP
-! MCNP =isual e"ito$
#alah satu program tambahan untuk kepraktisan menjalankan MCNP adalah
MCNP 3isual editor !3ised". Dengan 3ised kita dapat menampilkan gambar 2D dan
4D dari inputan geometri yang telah dibuat, sehingga kesalahan dalam penulisan
inputan geometri dapat diketahui sebelum di%running. Pengembangan 3ised dapat
diakses di ttp:""www.$cnpvised.co$. 8ampilan dari 3ised diperlihatkan pada
$ambar 1
-
8/16/2019 Pengenalan Mcnp Untuk Pengkajian Dosis Eksternal
21/21
$ambar 1