SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI

Transkripsi

1 Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN rasito@batan.go.id ABSTRAK Telah dilakukan simulasi terhadap spektrometer gamma portabel terkolimasi menggunakan metode Monte Carlo dengan program MCNPX. Simulasi dilakukan untuk menentukan efisiensi optimum detektor pada pengukuran radioaktivitas. Spektrometer gamma dengan detektor jenis NaI(Tl) 2x2 in ditempatkan dalam kolimator berbahan timbal berbentuk silinder dengan diameter 33,5 cm, tebal 3 cm dan tinggi 10 cm. Posisi kolimator tepat diatas pada permukaan sementara jarak detektor ke permukaan adalah 4 cm. Diameter divariasikan antara cm dan ketebalan 5 30 cm. Dari hasil simulasi diperoleh bahwa spektrometer gamma yang digunakan memiliki efisiensi optimum untuk pengukuran radioaktivitas pada diameter 150 cm dan ketebalan 30 cm. Kata kunci : Monte Carlo, spektrometer gamma in-situ, detektor terkolimasi, radioaktivitas ABSTRACT Simulation of the collimated portable gamma spectrometer using Monte Carlo method with MCNPX program has carried out. Simulations were conducted to determine the optimum efficiency of soil radioactivity measurements using a portable gamma spectrometer in-situ. Gamma spectrometer used has a detector type NaI(Tl) size 2x2 in which is placed right in the center of the collimator made of Pb-shaped cylinder with a diameter of 33.5 cm, 3 cm thick and 10 cm high. Measurement conditions are simulated collimator position attached to the soil surface and the distance to the ground surface detector 4 cm, while the soil varied in diameter cm and a thickness of 5-30 cm. Based on the simulation results obtained that gamma spectrometer have optimum efficiency in soil radioactivity measurement with diameter 150 cm and a thickness of 30 cm. Keywords : Monte Carlo, in-situ gamma spectrometer, collimated detector, soil radioactivity measurement PENDAHULUAN Data radioaktivitas permukaan di kawasan reaktor TRIGA 2000 diperlukan sebagai bagian dari penyiapan dokumen dekomisioning. Radioaktivitas permukaan dapat diperoleh melalui pengukuran menggunakan metode sampling maupun secara insitu. Namun karena area pengukuran yang cukup luas sementara alokasi waktu pengerjaan singkat maka dipilih metode pengukuran in-situ. Pengukuran radioaktivitas secara in-situ memerlukan perangkat spektrometer gamma portabel. Selain itu, untuk mengurangi pengaruh radiasi yang tidak diinginkan dari sumber-sumber radiasi lain maka ditambahkan kolimator dari bahan timbal (Pb). Perangkat spektrometer gamma portable yang akan digunakan adalah hasil pengembangan yaitu menggunakan sound card USB dengan unjuk kerja yang telah teruji baik [1]. Pada Gambar 1 diperlihatkan posisi detektor NaI(Tl) (1) dan kolimator Pb (2). Gambar 1. Detektor NaI(Tl) dan kolimator Pb Dalam pengukurannya, spektrometer gamma akan mengeluarkan data berupa cacahan sebagai fungsi energi. Untuk menjadi data aktivitas maka diperlukan data efisiensi dari detektor sesuai kondisi pengukuran sebagaimana diperlihatkan pada Persamaan

2 Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2014 ISBN cps A (Bq) (1) dengan cps adalah cacah per detik yang ditampilkan oleh spektrometer gamma dan adalah nilai efisiensi detektor sesuai kondisi pengukuran. Efisiensi detektor dapat ditentukan menggunakan dua cara, yaitu pengukuran sumber radiasi standar dan dengan metode perhitungan atau simulasi. Pengukuran sumber radiasi standar dengan bentuk, geometri dan matriks yang sama dengan atau mendekati kondisi sesungguhnya sangat sulit dilakukan. Hal ini karena sumber radiasi tersebut harus berupa dalam ukuran besar dan dikontaminasi dengan radionuklida yang telah diketahui nilai aktivitasnya dan memiliki energi gamma kev. Oleh karena itu efisiensi detektor akan ditentukan menggunakan metode simulasi. Simulasi efisiensi detektor untuk pengukuran radioaktivitas permukaan akan dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program computer MCNPX. TINJAUAN PUSTAKA Metode Monte Carlo merupakan metode numerik statistik untuk menyelesaikan masalah yang tidak dimungkinkan diselesaikan secara analitik yaitu dengan menyimulasikan bilangan acak. Salah satu program komputer yang menggunakan metode Monte Carlo adalah Monte Carlo N-Particle extended (MCNPX). MCNPX merupakan perangkat lunak komputer menggunakan metode Monte Carlo yang merupakan pengembangan dari MCNP. Perangkat lunak ini diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel foton, elektron, neutron, proton, dan ion dengan rentang energi hingga orde GeV. Program yang digunakan dalam penelitian ini adalah MCNPX 2.6. Program ini dikerjakan oleh Tim Monte Carlo (2008) di Laboratorium Nasional Los Alamos, USA [2]. Efisiensi detektor merupakan nilai perbandingan antara jumlah radiasi yang dipancarkan dari suatu sumber radiasi dengan jumlah radiasi tersebut yang masuk ke detektor. Untuk pengukuran radioaktivitas maka efisiensi detektor NaI(Tl) adalah jumlah radiasi gamma yang tertangkap detektor (I D ) dibagi dengan jumlah radiasi gamma yang dihasilkan dari (I T ), sebagaimana diperlihatkan pada Persamaan 2. I D ( E) (2) I ( E) T MCNPX akan mensimulasi perjalanan radiasi gamma dari awal kemunculannya () hingga ke detektor dan menghitung jumlahnya secara probabilistik. Simulasi MCNP terbukti sangat baik digunakan menentukan efisiensi detektor NaI(Tl) [3,4]. Demikian juga simulasi efisiensi NaI(Tl) untuk pengukuran radioaktivitas akibat kontaminasi maupun alam [5,6]. PEMODELAN MCNPX Untuk dapat melakukan simulasi efisiensi menggunakan MCNPX dibutuhkan beberapa inputan, yaitu model geometri, definisi sumber radiasi, dan pulsa cacah. Model Geometri Dalam simulasi ini geometri yang dimodelkan sebagai input MCNPX meliputi detektor, kolimator berbahan timbal (Pb) dan pelindung berbahan baja tahan karat (SS) sebagaimana diperlihatkan pada Tabel 1. Detektor memiliki jenis sintilator NaI(Tl) dengan ukuran kristal 2 x 2 inci. Karena hanya pengukuran radiasi gamma maka geometri yang dimodelkan adalah yang dimungkinkan memberikan pengaruh signifikan terhadap interaksi dengan radiasi gamma. Setiap interaksi partikel dengan atom-atom di dalam material yang telah dimodelkan geometrinya akan dihitung oleh MCNPX. Perhitungan MCNPX dimulai sejak partikel tersebut lahir hingga partikel tersebut membentuk pulsa cacahan atau berakhir mati. Table 1. Data detektor untuk input MCNPX Komponen Densitas Dimensi (g/cm 3 ) (diameter, tebal) Detektor NaI(Tl) 3,67 5,08 cm/5,08 cm Window Aluminium 2,707 5,08 cm/0,05 cm Kolimator Pb 11,34 30,03 cm/3,2 cm Pelindung SS 7,8 34 cm/0,6 cm 109

3 Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) Gambar 2. Geometri detektor dan kolimator dalam pemodelan MCNPX Detektor NaI(Tl) tersebut ditempatkan dalam kolimator bahan Pb dengan diameter dalam 30,03 cm, tinggi 10 cm dan tebal 3,2 cm. Untuk ketebalan kolimator ditentukan berdasarkan serapan optimum dari radiasi selain obyek di bawah kolimator. Disamping itu juga karena pertimbangan berat kolimator yang memberikan kesulitan tersendiri dalam mobilitasnya, karena untuk ukuran ini saja, berat kolimator 18 kg. Dalam pengukurannya, ujung kolimator ditempatkan tepat di permukaan sehingga jarak detektor dibuat mendekati permukaan. Untuk menghindari tumbukan benda dengan detektor maka pada muka bawah kolimator ditutup aluminium dengan ketebalan 0,5 mm. Penempatan detektor NaI(Tl) dalam kolimator diperlihatkan pada Gambar 2. Model Sumber Radiasi Setelah memodelkan geometri detektor dan komponen lain maka input MCNPX selanjutnya adalah model sumber radiasi. Dalam simulasi ini sumber radiasi yang dimodelkan adalah berupa dengan diameter dan kedalaman yang divariasikan. Geometri dan komposisi dimodelkan karena memberikan pengaruh terhadap serapan maupun hamburan diri terhadap radiasi gamma yang dipancarkannya.tanah di kawasan reaktor TRIGA 2000 yang akan diukur radioaktivitasnya belum diketahui komposisinya sehingga untuk data pemodelan diambil dari komposisi rata-rata dunia yang dikeluarkan oleh The Nanking Institute of Soil Science, 1982 sebagaimana diperlihatkan pada Tabel 2. Komposisi tersebut dianggap mewakili komposisi dari sampel yang akan diukur. Simulasi dilakukan terhadap model dengan densitas 1,3 g/cm 3, diameter cm, dan ketebalan 5 30 cm. Tabel 2. Komposisi untuk input MCNPX [7,8] Nuklida Kadar (%) Nuklida Kadar (%) 3 Li 0, Ti 0,5 5 B 0,001 6 C 2 7 N 0,1 8 O 48,87 9 F 0,02 11 Na 0,63 12 Mg 0,5 13 Al 7,1 14 Si 33,3 15 P 0, Cl 0,01 19 K 1,4 20 Ca 1,37 21 Sc 0, V 0,01 24 Cr 0,1 25 Mn 0, Fe 3,8 27 Co 0, Ni 0, Cu 0, Rb 0,01 39 Y 0, Zr 0,03 56 Ba 0,05 72 Hf 0, Pb 0, Th 0,

4 Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2014 ISBN Model Pulsa Cacah Untuk mendapatkan keluaran dari MCNPX yang berupa efisiensi maka dilakukan pemodelan pulsa cacah menggunakan tally. Tally adalah besaran fisis keluaran MCNP yang diinginkan. Dalam pemodelan ini digunakan beberapa jenis tally, diantaranya tally energi (E8) dan tally pulsa untuk gamma (F8:p). Tally E8 merupakan kanal energi yang ditentukan untuk menampilkan nilai cacahan pada rentang energi tertentu. Dengan tally yang diberikan maka MCNPX akan memberikan hasil keluaran berupa nilai cacah pada tiap kanal energi yang ditentukan dan nilai ketidakpastiannya [2]. MCNPX secara otomatis akan menghitung jumlah radiasi gamma yang dihasilkan dari dan jumlah radiasi gamma yang masuk ke detektor berupa jumlah pulsa cacah yang terbentuk. Dari perhitungan tersebut maka MCNPX akan mengeluarkan hasil berupa efisiensi. HASIL DAN PEMBAHASAN Program MCNPX setelah diberikan inputan berupa model geometri detektor, model sumber radiasi, dan model pulsa cacah selanjutnya dirunning menggunakan sebuah komputer dengan processor 1,5 GHz, RAM 2 GB dan sistem operasi Windows 7. Simulasi MCNPX akan dilakukan untuk menentukan efisiensi detektor, membandingkan dengan efisiensi dari hasil pengukuran, serta untuk menentukan pengaruh densitas dan matrik cuplikan dalam pencacahan. Untuk memperkecil kesalahan statistik pada nilai efisiensi keluaran MCNP maka jumlah simulasi diperbanyak hingga Dengan model inputan yang dibuat dan perangkat komputer yang digunakan dibutuhkan waktu 6 jam untuk running dengan kesalahan statistik yang diperoleh < 10 %. Dengan kesalahan statistik < 10 % maka nilai efisiensi dari simulasi MCNPX ini masuk kategori dapat diterima. Simulasi pertama dilakukan untuk melihat pengaruh pemasangan kolimator terhadap penurunan radiasi yang berasal dari selain. Karena pengukuran radioaktivitas dilakukan di kawasan nuklir yang memungkinkan adanya pengaruh radiasi yang berasal dari selain maka kolimator memiliki fungsi untuk menyerap radiasi tersebut. Dalam simulasi ini seolah ditempatkan sebuah sumber titik multi energi (0,1 1,5 MeV) dengan jarak 20 cm dari pusat detektor. Kurva efisiensi hasil simulasi antara kondisi tanpa pemasangan kolimator dan dengan pemasangan kolimator diperlihatkan pada Gambar 3. Dari grafik tersebut tampak penurunan signifikan terjadi pada cakupan energi rendah (< 0,5 MeV), sedangkan pada energi 0,6 MeV 1,5 MeV, pengurangan terjadi 2-3 kali lebih rendah. Hal tersebut dikarenakan daya tembus sinar gamma sangat dipengaruhi energinya, sehingga untuk material Pb yang memiliki berat atom besar sangat efektif untuk menyerap sinar gamma terutama pada energi gamma rendah. 300 cm 30 cm Gambar 4. Pemodelan detektor terkolimasi dan Simulasi kedua adalah untuk menentukan efisiensi pencacahan sebagai fungsi ketebalan. Dalam simulasi, ketebalan divariasikan dari 5 30 cm dengan diameter dibuat tetap yaitu 300 cm sebagaimana diperlihatkan pada Gambar 4. Hasil simulasi efisiensi detektor sebagai fungsi energi untuk variasi kedalaman diperlihatkan pada Gambar 5. Pada grafik tersebut diperlihatkan bahwa meski terjadi penurunan namun hingga kedalaman 30 cm efisiensi detektor masih cukup baik. Gambar 3. Efisiensi detektor untuk sumber titik pada jarak 20 cm; (a) sebelum pemasangan kolimator dan (b) sesudah pemasangan 111

5 Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) sebagai fungsi energi untuk variasi diameter diperlihatkan pada Gambar 7. Pada grafik tersebut diperlihatkan terjadinya penurunan efisiensi secara signifikan hingga 90 % untuk diameter > 150 cm dibandingkan efisiensi untuk diameter 30 cm. Penurunan signifikan efisiensi pengukuran tersebut disebabkan selain karena faktor jarak yang semakin jauh dengan detektor, juga karena terjadi serapan signifikan serapan oleh kolimator Pb terhadap radiasi yang datang dari sudut-sudut besar. Gambar 5. Efisiensi detektor untuk variasi kedalaman Salah satu radionuklida lepasan reaktor yang penting untuk diperhatikan dalam kegiatan dekomisioning adalah 137 Cs. Untuk itu efisiensi nuklida 137 Cs untuk variasi ketebalan disimulasikan secara khusus sebagaimana diperlihatkan hasilnya pada Gambar 6. Efisiensi 137 Cs untuk kedalaman 30 cm diperoleh 0,0001 %. Nilai efisiensi yang sangat kecil tersebut dipengaruhi oleh faktor serapan diri dari matrik. Efisiensi yang rendah menjadikan nilai cacahan yang kecil apalagi untuk konsentrasi radionuklida kontaminan yang rendah dan waktu pengukuran secara in-situ yang umumnya tidak lama. Gambar 7. Efisiensi detektor untuk variasi diameter Hasil simulasi efisiensi pengukuran nuklida 137 Cs untuk variasi diameter diperlihatkan pada Gambar 8. Efisiensi 137 Cs hanya 0,003 % pada pengukuran dengan diameter 150 cm. Serapan diri dari matrik dan jarak ke detektor menjadi faktor utama dalam penurunan nilai efisiensi cacahan. Gambar 6. Efisiensi 137 Cs untuk variasi kedalaman Simulasi ketiga adalah untuk menentukan efisiensi pencacahan sebagai fungsi diameter. Rendahnya efisiensi detektor untuk kedalaman 30 cm dapat disebabkan oleh diameter yang ditetapkan dalam simulasi terlalu besar yaitu 300 cm. Oleh karena itu perlu dilakukan simulasi variasi diameter. Hasil simulasi ini dapat memperlihatkan nilai diameter yang masih terjangkau oleh pencacahan detektor. Dalam simulasi ini divariasikan diameter dari cm dengan kedalaman dibuat tetap yaitu 30 cm, sebagaimana simulasi untuk radionuklida alam (NORM) [9]. Hasil simulasi efisiensi detektor Gambar 8. Efisiensi 137 Cs untuk variasi diameter KESIMPULAN Metode Monte Carlo dengan program komputer MCNPX dapat diaplikasikan secara baik untuk menghitung efisiensi pencacahan spektrometer gamma detektor NaI(Tl) untuk pengukuran radioaktivitas permukaan secara in-situ. Simulasi dilakukan untuk spektrometer gamma in- 112

6 Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2014 ISBN situ terkolimasi dengan desain jarak detektor menempel permukaan. Hasil simulasi memperlihatkan bahwa spectrometer gamma tersebut memiliki jangkauan pengukuran radioaktivitas dengan ketebalan 30 cm dan diameter 150 cm. UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terima kasih disampaikan kepada bapak Ade Suherman, Zulfakhri dan Eko Susanto atas bantuannya dalam penyiapan perangkat spektrometer gamma dengan detektor terkolimasi. DAFTAR PUSTAKA 1. RASITO, PUTU SUKMABUANA, ADE SUHERMAN, DAN TRI CAHYO L., Pengembangan spektrometer gamma portabel berbiaya murah menggunakan sound card USB, Prosiding SNKKL IX, Jakarta, 19 Juni DENISE B. PELOWITZ, MCNPX User s Manual Version 2.6.0, April 2008, LA-CP , LANL, (2008) 3. D.E. PEPLOW, R.P GARDNER, DAN K. VERGHESE, Sodium Iodide Detector Response Functions Using simplified Monte Carlo Simulation and Principal Component, Nuclear Geophysics, Vol.8, No.3, pp , A. SOOD, A new Monte Carlo Assisted Approach to Detector Response Function, PhD Thesis, North Carolina State University, Raleigh NC, JOSEPHSON S. WALTER, Characterization of the Contaminated Soil Under the Hanford 324 Building B Cell, Washington, USA 12182, WM2012 Conference, Februari 26 1 Maret, 2012, Phoenix, AZ, USA 6. SAMANEH B., HASHEM M.H., LALEH R.M., Determination of Natural Radioactivity in Different Region of Iran and Compared with Global Standards, Journal of Pharmacy and Pharmacology 2 ( The Nanking Institute of Soil Science, The Soil of China, Chinese Academy of Sciences, Science Press, LUCIAN W., ZHIGUANG S., ITZHAK O., ALBERT L.H., GEORGE H., Basic considerations for Monte Carlo calculations in soil, Applied Radiation and Isotopes 62 (2005) WALLACE J.D., Monte Carlo modelling of large scale NORM source using MCNP, Journal of Environmental Radioactivity 125, 2013,