Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP)

courtesy of IMSR by Hudan

Kali ini MiNOR mau bahas sekilas mengenai salah satu software nuklir yang cukup penting dan wajib dikuasai anak Teknik Nuklir terutama yang mendalami bidang reaktor nuklir. Yap, software ini adalah MCNP atau Monte Carlo N-Particle Transport Code. Sebelum membahas secara panjang lebar mimin ingin bahas sedikit mengenai sejarah metode Monte Carlo.

Sejarah Metode Monte Carlo

Metode Monte Carlo digunakan dengan istilah sampling statistik. Penggunaan nama Monte Carlo, yang dipopulerkan oleh para pioner bidang tersebut (termasuk Stanislaw Marcin Ulam, Enrico Fermi, John von Neumann dan Nicholas Metropolis), merupakan nama kasino terkemuka di Monako. Penggunaan keacakan dan sifat pengulangan proses mirip dengan aktivitas yang dilakukan pada sebuah kasino. Dalam autobiografinya Adventures of a Mathematician, Stanislaw Marcin Ulam menyatakan bahwa metode tersebut dinamakan untuk menghormati pamannya yang seorang penjudi, atas saran Metropolis.

Penggunaannya yang cukup dikenal adalah oleh Enrico Fermi pada tahun 1930, ketika ia menggunakan metode acak untuk menghitung sifat-sifat neutron yang waktu itu baru saja ditemukan. Metode Monte Carlo merupakan simulasi inti yang digunakan dalam Manhattan Project, meski waktu itu masih menggunakan oleh peralatan komputasi yang sangat sederhana. Sejak digunakannya komputer elektronik pada tahun 1945, Monte Carlo mulai dipelajari secara mendalam.(sumber: wikipedia)

Kode Monte Carlo yang pertama ditulis adalah sangat sederhana, berupa lembaran perhitungan 19 langkah yang ditulis dalam surat John von Neumann kepada Richtmyer. Dengan ditemukannya komputer, maka kode Monte Carlo kemudian ditulis dalam bahasa mesin, dimana setiap kode dibuat untuk memecahkan satu masalah yang spesifik. Pada tahun 1948 Stanislaw Ulam membuat laporan ke Komisi Energi Atom bahwa metode Monte Carlo bukan hanya berhasil digunakan memecahkan masalah termonuklir dan transport neutron, tetapi dapat memecahkan persamaan diferensial parsial non-linier yang kompleks. Publikasi inilah yang menyebabkan pencipta metode Monte Carlo dianugerahkan kepada Stanislaw Ulam. Metode Monte Carlo kemudian dikembangkan di Proyek Manhattan terutama untuk penelitian simulasi bom hidrogen. Setelah itu pengembangan metode Monte Carlo dilanjutkan di Laboratorium Nasional Los Alamos, USA hingga saat ini. (sumber: komputasi.batan.go.id) * jika ingin membaca sejarah lengkapnya dapat mengklik disini.

Monte Carlo N-Particle Transport Code

MCNP adalah code yang banyak digunakan untuk mengitung fenomena transport pada neutron, foton, elektron, atau gabungannya. Aplikasinya meliputi proteksi radiasi dan dosimetri, perisai radiasi, radiografi, fisika medis, keselamatan kekritisan nuklir, desain detektor dan analisis, logging sumur minyak, Akselerator, desain reaktor fisi dan fusi, dekontaminasi dan dekomisioning.

Standar fitur  penting yang membuat MCNP sangat fleksibel dan mudah digunakan meliputi general source, criticality source, dan surface source yang cukup powerfull, baik geometri dan output ditampilkan secara baik, kaya akan teknik pengurangan varians, struktur penghitungan fleksibel, dan koleksi data cross-section yang cukup lengkap.

MCNP berisi banyak penghitungan yang fleksibel: arus & fluks permukaan, fluks volume(trek panjang), pemanasan partikel, pemanasan fisi, perhitungan tinggi pulse untuk energi atau perubahan deposisi, penghitungan mesh, dan penghitungan radiografi. (sumber: mcnp.lanl.gov)

Berbicara teori difusi neutron, cukup kompleks untuk dapat dimodelkan secara akurat. Saat ini 2 metode yang berkembang dalam memodelkannya dibagi menjadi 2 yaitu pendekatan deterministik dan probabilistik. Jika sebelumnya dibahas mengenai SRAC code perbedaan cukup menonjol jika dibandingkan dengan MCNP yaitu perhitungan pada SRAC lebih kepada deterministik (pendekatan ruang) sedangkan MCNP gabungannya (sifat/properties dimodelkan secara deterministik dan pergerakan partikel secara stokastik). Pada metode monte carlo ini tidak harus melakukan diskretisasi dan homogenisasi seperti pada perhitungan deterministik (SRAC code). Sampling partikel dimodelkan secara acak pada pergerakannya dalam ruang mengikuti fenomena interaksi radiasi (neutron, foton, elektron) terhadap materi.

Sampai saat ini sudah cukup banyak penelitian tugas akhir mahasiswa di JTF yang menggunakan metode Monte Carlo (MCNP) untuk memodelkan perhitungan kekritisan pada suatu desain reaktor nuklir. Tentu saja penguasaan metode perhitungan neutronik sangat penting dikuasi dalam hal mendesain reaktor nuklir maju. Bagi yang berminat dan ingin tahu lebih banyak mengenai MCNP, MiNOR saat ini sedang tahap merancang pelatihan-pelatihan rutin penguasaan code perhitungan desain reaktor nuklir salah satunya MCNP. Jika tertarik silahkan hubungin MiNOR di contact us. Kami akan membantu instalasi program, pelatihan-pelatihan dan diskusi-diskusi mengenai pemodelan input code MCNP.