prediksi lepasan radionuklida melalui buffer material di ...digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...
Post on 19-Mar-2019
225 Views
Preview:
TRANSCRIPT
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL"DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN
DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO
Arief GoeritnoPusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN
ABSTRAK
PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" 01 TEMPATPENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN 01 PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODEMONTE CARILO. Telah dilakukan pengkajian tentang prediksi lepasan radionuklida melalui "buffermaterial" di tempat penyimpanan limbah dekat pennukaan di PPTN Serpong menggunakan MetodeCarlo. Tempat penyimpanan limbah disimulasikan dengan pemberian buffer material (berbentuksilinder, ketebalan 20 cm) yang mengelilingi wadah limbah. HasH simulasi menunjukkan, bahwasemakin mendekati akhir ketebalan buffer material, jumlah radionuklida semakin berkurang.Kata-kata kunci: prediksi, lepasan radionuklida, buffer material, metode Monte Carlo.
ABSTRACT
PREDICTION OF THE RADIONUCLIDE RELEASE PASS THROUGH THE BUFFER MATERIAL ONTHE NEAR SURFACE WASTE, STORADGE AT IPTN-SERPONG USING THE MONTE CARLOMETHOD. The assessment of prediction of the radionuclide release pass through the buffer materialon the near surface waste storage at PPTN-Serpong using the Monte Carlo method have been done.The waste storage has been simulated by endowment of a buffer material (have the shape ofcylinder, 20 crn thickness) that surrounding the waste canister. Simulation result has shown, thatincreasing of re scramble to end of buffer material, the radionuclide quantity was decreased.Keywords: prediction, radionuclide release, buffer material, Monte Carlo method.
PENDAHULUAN
Keberadaan limbah radioaktif yang telah diolah, ditampung dalam wadall, dan
ditetapkan penempatannya di lokasi penyimpanan, tetap berpotensi menimbulkan lepasan
radionuklida ke lingkungan sekelilingnya akibat keberadaan wadah, lokasi penyimpanan,
maupun keberadaan "buffer materiaf'. Berdasarkan hal tersebut, perlu disiapkan kajian
terhadap prediksi kemungkinan timbulnya lepasan radionuklida dari wadah penyimpanan
limbah ke lingkungan menggunakan Metode Monte Carlo, sebagai upaya antisipasi dan
pengelolaan fasilitas penyimpanan limbah.
Berbagai metode simulasi telah banyak digunakan untuk memprediksi segala
kemungkinan yang mungkin terjadi. Salah satunya, adalah metode Monte Carlo dan telah
banyak digunakan dalam berbagai kajian maupun penelitian. Keberhasilan metode Monte
Carlo sangat dipengaruhi oleh data historis yang digunakan sebagai parameter masukan
untuk memperoleh nilai prediksi. Metode Monte Carlo merupakan metode yang sangat
efektif untuk melakukan proses simulasi, khususnya LIMA sistem yang bersifat stokastik,
sebagai contoh, adalah penyebaran polutan, fenomena transport dan difusi, radioaktivitas,
sistem sosial, dan lainnya. Monte Carlo juga sering digunakan pada kasus deterministik,
103
Has;! Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 !SSN 0852 - 2979
terutama yang sulit dipecahkan dengan metode konvensional, seperti integral Iipat tinggi dan
lainnya.
Tujuan penelitian ini, untuk mengetahui nilai prediksi lepasan radionuklida melalui
berbagai tebal "buffer materiaf' di tempat penyimpanan limbah dekat permukaan.
TATA KERJA
Bahan dan Alat
Bahan dan alat yang digunakan dalam simulasi prediksi ini, meliputi asumsi wadah
limbah dan tebal "buffer materiaf', program aplikasi, dan komputer.
Metode
Simulasi nilai prediksi lepasan radionuklida dapat dibagi menjadi beberapa bagian,
seperti bagian sumber, bagian pelacakan (tracking) jalannya radionuklida, bagian identifikasi
jenis reaksi, bagian setelah lepasan, dan bagian terminasi.
• Bagian sumber akan mensimulasi munculnya sumber radionuklida baik menyangkut
energi, arah gerak, dan posisinya.
• Bagian pelacakan (tracking) akan mencari titik terjadinya interaksi berikLltnN,'a dan
mengeeek apakah titik ini di dalam atau di luar sistem,
• Selanjutnya bagian identifikasi jenis reaksi akan menentukan jenis reaksi yang terjadi
apakah penyerapan radionuklida atau lainnya.
• Bagian setelah lepasan akan meneari arah radionuklida setelah lepasan dan energinya
setelah hamburan.
• Bagian terminasi akan menangani permasalahan berakhirnya sejarah radionuklida akibat
keluar sistem, diserap, atau faktor-faktor lainnya.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Untuk mensimulasikan sebuah proses yang memililiki nilai x dan proses ini memiliki
fungsi kerapatan probabilitas .f (x), maka di eari fungsi kumulatifnya sekaligus kita
normalisasikan, menggunakan persamaan berikut:
x
JJ(x') dx'F (x) == ~ ••••.•••.••••••••.••.
f j(x ) <Ix , .•................................................................ ( 1).o
Selanjutnya dihasilkan bilangan aeak uniform antara 0 dan I, maka nilai peubah x
yang diperoleh untuk simulasi, diperoleh dengan memeeahkan persoalan invers fungsi F (x)
berikut F (x) = r. Persoalannya sederhana seringkali dilakukan seeara analitik, tetapi dalam
kasus yang lebih umum perlu dilakukan seeara numerik.
104
Hasil Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Sumber limbah yang terdapat radionuklida memiliki banyak karakteristik, mulai dari
yang sangat sederhana untuk disimulasikan sampai yang bersifat kompleks. Sumber
sederhana, misalnya memiliki energi tunggal dan arah tertentu dalam 1 dimensi (dalam hal
ini untuk kasus transport radionuklida menembus perisai 1 dimesi slab). Sumber lebih
kompleks apabila memiliki simetri yang berbeda dengan perisai yang ditembusnya atau
memiliki distribusi energi tertentu. Kombinasi kedua keadaan di atas akan memberikan
tingkat kerumitan yang lebih tinggi. Lebih kompleks lagi, apabila persoalannya bersifat
iteratif seperti sumber dari neutron basil fiisi di reaktor nuklir. Dalam simulasi ini akan
dibahas sumber titik yang bersifat isotropis dengan energi tunggal (secara realitas cocok
diterapkan pada kasus radionuklida).
Probabilitas radionuklida menuju sudut daerah dO. disekitar 0., adalah do.J41t;
sehingga disrtibusi komulatifnya, adalah:
n dO
F (o.)= 14 7r ...••..•••......•....•.•.....••••••....••.....•.•........•••.....••....•......•.....•••...•.•..••..•.•..•..•.......... (2),
( ) 1 j ... j .F e, rp = -- SIn e de· drp ..................•......•........................•..•.............................. (3),47r 0 0
() 1 J .. 1 ( . )0 1 ( )Fl e ="2 ~sin e de ="2 - cas e ~o ="2 1 - cas e (4),
Selanjutnya akan dicari arah radionuklida terlepas dalam koordinat, seperti
ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Vektor lepasan radionuklida
Untuk mendapatkan kecepatan dalam koordinat. maka kecepatan dalam koordinat
pusat massa kita tambah dengan vektor kecepatan dari koordinat pusat massa itu sendiri
yang memenuhi persamaan-persamaan berikut:
105
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
............VI. = 1\ + ~'M
ISSN 0852 - 2979
............VI •• = V, .•. + VCM.•..••.•••••••••••••••••••••••••.••••••••••••••••••••• (9).
-+ -+ -+ •.•••.••••.•.•••••••••..•••••••••..••••......••....•........•
V/,y = V<y + VCMY
............VI.: = V <: + VC:M:
Lebih lanjut diperoleh kecepatan dalam koordinat baik besar maupun arah dari
radionuklida setelah lepasan. Bagian terminasi akan menangani akhir sejarah radionuklida,
baik akibat keluar dari geometri sistem yang ditinjau, akibat diserap bahan, atau karena
faktor lainnya. Untuk radionuklida yang keluar, maka akan dicatat dalam variabel jumlah
radionuklida yang lepas keluar sistem, sedangkan yang diserap juga akan dicatat sebagai
"di 1mana dan disera·poleh inti apa". Selanjutnya. siwulasi diian.Jutkan dengan se jarah baru
atau berhenti apabila jumlah sejarahnya telah memenuhi.
Berikut hasil simulasi 1 (satu) dimensi slab takhingga dengan "buffer materiaf'.
ketebalan (em)
Gambar 2..Lepasan radionuklida sebagai fungsi ketebalan "buffer material"
KESIMPULAN
Mengacu ke uraian tersebut, maka dapat ditarik simpulan:
(1) dalam simulasi nilai prediksi lepasan radionuklida membutuhkan tahapan-tahapan yang
harus dilakukan, meliputi sumber radionuklida, bagian pelacakan (tracking), bagian
identifikasi, bagian setelah lepasan, dan bagian terminasi;
(2) semakin mendekati akhir ketebalan buffer material, jumlah radionuklida semakin
berkurang.
106
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Talnm 2006 ISSN 0852 - 2979
DAFT AR PUST AKA
1. BIELAJEW, ALEX F., Fundamentals of the Monte C'arlo Method for Neutral and
Charged Particle Transport, the University of Michigan, 2001.
2. CASHWELL ET AL., A Practical Manual on the Monte C'arlo Method for the
Random Walk Problem, LANL, 1957.
3. OLIVER, DEAN, Assessing UncertainC v in Reservoir Prediction bv Morue C'arlo
Methods, the University of Tusla, 2002.
107
top related