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


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


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


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


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


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


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


8/21

- *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


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


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


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


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$g &!..% *os & & ( *a$%


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


14/21

$ambar I. #umber dengan spektrum energi berbentuk diskrit

5 "e7inisi su)0e$

s"e7 e$g "' *os & & ( *a$%


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$g "' *os & & ( *a$%


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


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


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


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


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


21/21

$ambar 1

pengenalan mcnp untuk pengkajian dosis eksternal

Documents