MCNP5

MCNP5 (Monte Carlo N-Particle version 5) merupakan perangkat lunak komputer berbasis metode monte carlo yang dapat digunakan untuk simulasi perjalanan partikel neutron, foton, elektron atau kopling neutron/foton/elektron. Perangkat lunak ini dikerjakan oleh tim monte carlo X-5 (2003) di Laboratorium Nasional Los Alamos, USA. Cakupan aplikasinya sangat luas, diantaranya untuk proteksi radiasi dan dosimetri, analisis dan desain perisai radiasi, radiografi, fisika medik, keselamatan kekritisan reaktor, analisis dan desain detektor, pengeboran sumur minyak dengan nuklir, desain target akselerator, desain reaktor fisi dan fusi, juga dekontaminasi dan dekomisioning. Perangkat lunak ini dapat mensimulasikan perjalanan partikel dalam 3 dimensi dengan memodelkan sebuah geometri suatu material berupa sel yang dikelilingi oleh permukaan.

Dalam perangkat lunak ini digunakan data tampang-lintang ketiga partikel dalam interaksinya dengan atom-atom. Untuk simulasi neutron, seluruh bentuk interaksi telah diberikan dalam data evaluasi tampang-lintang khusus (misal ENDF/B-VI) dengan nilai yang dapat dipertanggungjawabkan. Untuk simulasi neutron termal diberikan dalam dua model yaitu model gas bebas dan model S(alfa.beta). Untuk simulasi foton, perangkat lunak ini dapat menghitung hamburan koheren dan tak koheren, peluang emisi fluoresensi dari peristiwa serapan fotolistrik, serapan dalam peristiwa produksi pasangan dengan emisi lokal dari radiasi anhilasi, serta efek bremsstrahlung. Untuk elektron, digunakan model pelambatan kontinyu termasuk juga untuk positron, sinar-X karakteristik, dan bremsstralung, namun tidak termasuk efek dari medan induksi diri dan luar.

Tampilannya yang umum membuat MCNP5 sangat luwes dan mudah untuk digunakan, termasuk kelengkapan model sumbernya seperti sumber untuk kritikalitas, dan sumber permukaan; geometri ganda dan plotter tally keluaran; dilengkapi juga dengan teknik reduksi varian; struktur tally (besaran fisika yang diinginkan) yang fleksibel; dan kaya akan data tampang-lintang.

MCNP5 berisi banyak tally yang fleksibel, misalnya tally arus dan fluks permukaan, fluks volume (track length), detektor titik dan cincin, partikel heating, fisi heating, pulsa cacah untuk deposisi energi dan muatan, tally mesh, serta tally radiografi.

Bagi yang mau belajar menggunakan MCNP, berikut ada materi ringkasnya;

Pengenalan MCNP untuk pengkajian dosis eksternal

Petunjuk praktikum MCNP5

Ragam geometri sumber

Leave a Reply

Fill in your details below or click an icon to log in:

WordPress.com Logo

You are commenting using your WordPress.com account. Log Out / Change )

Twitter picture

You are commenting using your Twitter account. Log Out / Change )

Facebook photo

You are commenting using your Facebook account. Log Out / Change )

Google+ photo

You are commenting using your Google+ account. Log Out / Change )

Connecting to %s

%d bloggers like this: