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