PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN GAMMA

dokumen-dokumen yang mirip
SISTEM MONITORING MATERIAL CLOGGING PADA REAKTOR LOW LINIER DENSITY POLYETHYLENE DENGAN RADIASI GAMMA

PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA

PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DIDALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA

UJI LAPANGAN PERANGKAT DETEKSI GAMMA DENSITY HASIL REKAYASA BATAN PADA INDUSTRI & PERTAMBANGAN

PEREKAYASAAN SISTEM TIMBANGAN MASSA BATUBARA PADA BELT CONVEYOR DENGAN TEKNIK SERAPAN RADIASI GAMMA

PRIMA Volume 3, Nomor 6, November 2006 ISSN

VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA ABSTRAK

PEREKAYASAAN SISTEM DETEKSI PERANGKAT SCINTIGRAPHY MENGGUNAKAN PSPMT

Jurnal Perangkat Nuklir ISSN No Volume 05, Nomor 01, Mei 2011

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN

METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA

Prosiding Pertemuan I1miah Nasional Rekayasa Perangkat Nuklir Serpong, 20 Nopember 2007

RANCANGAN PERANGKAT PEMANTAU RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN JARAK JAUH

RANCANGAN ON LINE ANALIZER BATUBARA PAD A BELT CONVEYOR DENGAN TEKNIK NUKLIR

RANCANG BANGUN SISTEM KENDALI PEMANTAUAN BATAS PERMUKAAN (LEVEL GAUGING) DINAMIS BERBASIS MIKROKONTROLER

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 )

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

METODOLOGI PENELITIAN. Waktu dan Tempat Penelitian. Alat dan Bahan Penelitian. Prosedur Penelitian

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK

KAJIAN KEGAGALAN PENGUKURAN KETINGGIAN AIR SISTEM PENAMPUNGAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH (KPK01 CL001) DI RSG-GAS

PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60

PENGEMBANGAN PROGRAM PERHITUNGAN KOEFISIEN DIFUSI MATERIAL DALAM REKAYASA PERMUKAAN

UJI LINE SCAN CAMERA PADA RANCANG BANGUN SISTEM PENCITRAAN PETI KEMAS DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA

BAB I PENDAHULUAN. konsumen yang letaknya saling berjauhan. Karena dengan menaikkan tegangan maka

IV. HASIL DAN PEMBAHASAN

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI

KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN

RANCANG BANGUN SISTEM KENDALI CONVEYOR PADA PROTOYPE MONITOR PETI KEMAS DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMA

III. METODELOGI PENELITIAN. Penelitian dilaksanakan pada Mei hingga Juli 2012, dan Maret 2013 di

PEMBUATAN SISTEM PERANGKAT LUNAK ALAT SURFACE AREA METER SORPTOMATIC 1800

PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co

SISTEM DETEKSI DENSIT AS FLUIOA 01 OALAM PIPA MENGGUNAKAN. Indarzah MP', Rony Djokorayono2 dan Utomo3

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

Kajian tentang Kemungkinan Pemanfaatan Bahan Serat Ijuk sebagai Bahan Penyerap Suara Ramah Lingkungan

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN

OXEA - Alat Analisis Unsur Online

Dr. Ir. Susinggih Wijana, MS. Lab. Teknologi Agrokimia, Jur Teknologi Industri Pertanian Universitas Brawijaya

FABRIKASI BAGIAN-BAGIAN PERANGKAT SCINTIGRAPHY UNTUK TIROID

SISTEM DETEKSI FOAM COKE UP II PERTAMINA DUMAI MENGGUNAKAN METODA BACKSCATER NEUTRON

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

Gambar 3.1. Plastik LDPE ukuran 5x5 cm

I. PENDAHULUAN. Indonesia berpengaruh pada pembangunan di sub-sektor industri.

III.METODELOGI PENELITIAN. Penelitian ini dilaksanakan selama tiga bulan terhitung pada bulan Februari Mei

SIMULASI PENGARUH KEDALAMAN PENANAMAN DAN JARAK ELEKTRODA TAMBAHAN TERHADAP NILAI TAHANAN PEMBUMIAN. Mohamad Mukhsim, Fachrudin, Zeni Muzakki Fuad

PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

Sinar x memiliki daya tembus dan biasa digunakan dalam dunia kedokteran. Untuk mendeteksi penyakit yang ada dalam tubuh.

RANCANG BANGUN SISTEM AKUISISI DATA TEMPERATUR BERBASIS PC DENGAN SENSOR THERMOPILE MODULE (METODE NON-CONTACT)

FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P

ARTIKEL ANALISA HASIL PRODUK CAIR PIROLISIS DARI BAN DALAM BEKAS DAN PLASTIK JENIS LDPE (LOW DENSITY POLYETHYLENE)

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

DESAIN DAN PEMBUATAN PERANGKAT MEKANIK PADA PORTAL MONITOR RADIASI NON SPEKTROSKOPI

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

DESAIN DASAR PERANGKAT SCINTIGRAPHY

PENGUKURAN SUHU MENGGUNAKAN THERMOMETER INFRA MERAH

Tata cara penentuan kadar air batuan dan tanah di tempat dengan metode penduga neutron

PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS

Pembuatan Operator Training Simulator Proses Sintesis Pabrik Urea Menggunakan Fasilitas Function Block Pada Distributed Control System

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENGARUH UKURAN PARTIKEL BATU APUNG TERHADAP KEMAMPUAN SERAPAN CAIRAN LIMBAH LOGAM BERAT

Youngster Physics Journal ISSN : Vol. 2, No. 1, April 2013, Hal 27-34

Dengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk

PEREKAYASAAN SISTEM DETEKSI PERANGKAT SCINTIGRAPHY MENGGUNAKAN PSPMT

PENCEGAHAN KEBAKARAN. Pencegahan Kebakaran dilakukan melalui upaya dalam mendesain gedung dan upaya Desain untuk pencegahan Kebakaran.

PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON

PENYIAPAN LARUTAN URANIL NITRAT UNTUK PROSES KONVERSI KIMIA MELALUI EVAPORASI

No. Karakteristik Nilai 1 Massa jenis (kg/l) 0, NKA (kj/kg) 42085,263

RANCANG BANGUN PENGANALISIS KANAL TUNGGAL. Herry Mugirahardjo dan Eddy Santoso

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

BAB IV PENGUJIAN DAN ANALISIS. Sebelum melakukan pengujian pada sistem Bottle Filler secara keseluruhan, dilakukan beberapa tahapan antara lain :

PETUNJUK TEKNIS TATA CARA PERENCANAAN IPLT SISTEM KOLAM

BAB 4 HASL DAN PEMBAHASAN

PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60

VII. TATA LETAK PABRIK

UNIVERSITAS GUNADARMA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI

PRIMA Volume 12, Nomor 2, November 2015 ISSN :

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM

I Wayan Widiyana, Ade Lili Hermana. PRR-Batan, kawasan Puspiptek Serpong, ABSTRAK ABSTRACT

UJI KESESUAIAN PESAWAT CT-SCAN MEREK PHILIPS BRILIANCE 6 DENGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN NOMOR 9 TAHUN 2011

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

LAPORAN PRAKTIKUM TEKNIK KIMIA IV DINAMIKA PROSES PADA SISTEM PENGOSONGAN TANGKI. Disusun Oleh : Zeffa Aprilasani NIM :

BAB III METODE PENELITIAN

METODOLOGI PENELITIAN

PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF

UJI FUNGSI ALAT PENGENDALI SUHU TIPE TZ4ST-R4C SEBAGAI PERANGKAT PENGKONDISIAN SINYAL

PEMANFAATAN PENCACAHAN MONOTONIK DETEKTOR UNTUK MEMINIMALKAN ALARM PALSU PADA PORTAL MONITOR RADIASI

PERANGKAT LUNAK SISTEM PENCACAH RADIASI MENGGUNAKAN VISUAL BASIC

PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

Transkripsi:

PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN GAMMA Rony Djokorayono 1, Indarzah MP 2, Usep S.G 3, Utomo A 4 1,2,3,4 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN GAMMA. Telah dikonstruksi sistem deteksi pencitraan material di reaktor proses untuk pembuatan material biji plastik jenis LLDPE (low linier density polyethylene) menggunakan metoda absorpsi radiasi gamma. Dengan menempatkan sumber radiasi gamma tepat di tengah bejana (reaktor) proses, sedangkan pancaran radiasi gamma yang keluar dari sumber gamma jenis 137 Cs, dideteksi oleh detektor yang berada di sekeliling luar bejana proses, yang berjumlah 12 unit detector. Hasil dari pengolahan signal dari duabelas detektor tersebut diolah oleh komputer sehingga memberikan informasi dinamis keadaan material proses di dalam bejana (reaktor) proses, Sedangkan profil tampilan monitor hasil pengukuran berbentuk topografi dua dimensi. Keunggulan sistem ini bila dibandingkan sistem yang lain yaitu dapat digunakan secara on line untuk memonitor fluktuasi meterial di dalam bejana proses tanpa kontak langsung dengan material proses dan sekaligus dapat digunakan untuk memprediksi kemungkinan terjadinya penggumpalan (clogging) pada saat proses berlangsung. Kata Kunci : LLDPE, penggumpalan, reaktor, pencitraan. ABSTRACT ENGINEERING DEVELOPMENT OF MATERIAL IMAGING SYSTEM IN PETROCHEMICAL REACTOR BY GAMMA ABSORPTION TECHNIQUE. The imaging detection system of LLDPE (Low linier density polyethylene) has been constructed using an absorption gamma radiation method. The gamma source 137 Cs puts in the centre of the process LLDPE reactor and the detectors system (12 detectors) are installed surrounding outside of the LLDPE process reactor. The detectors systems are connected to data acquisition and a computer system is used to produce two dimensional topography profile. The advantage of this system is both non contact and on line clogging measurement of process reactor. So it can predict clogging materials in advance Keywords : LLDPE, clogging, reactor, imaging. 1. PENDAHULUAN Pada awalnya Industri Petrokimia yang mengolah bahan baku nafta dari minyak mentah menjadi Polyethylene dan kemudian menjadi biji plastik, menggunakan metoda pengukuran temperatur yang dikombinasi dengan tekanan untuk mendeteksi adanya material clogging, yang hasilnya kurang akurat, sehingga sering terjadi kegagalan proses. Akibat dari sering gagalnya proses yang disebabkan oleh material clogging, yang selanjutnya mengganggu kesinambungan proses, serta mengakibatkan kerugian yang besar karena proses pabrik harus diberhentikan. Maka Teknik serapan radiasi gamma telah diterapkan untuk memonitor clogging pada reaktor proses dan hasilnya akurat serta dalam pemasangannya tidak mengganggu proses. -187-

2. TEORI Metoda deteksi pencitraan material di reaktor proses pada pembuatan material biji plastik jenis LLDPE menggunakan metoda pengukuran densitas material di dalam reaktor proses LLDPE dengan teknik absorpsi radiasi gamma, dapat dilihat pada Gambar 1. Radiasi gamma yang keluar dari sumber 137 Cs mempunyai intensitas N o akan diabsorpsi oleh material proses setebal X 2 antara sumber 137 Cs dan dinding reaktor proses. Kemudian radiasi tersebut diabsorpsi lagi oleh tebal dinding proses X 1. Akhirnya intensitas radiasi yang tersisa diterima oleh detektor. Intensitas radiasi yang diterima detektor akan memenuhi persamaan 1 [1] : N = e x (1) dimana = Intensitas radiasi Sumber 137 Cs sebelum diabsorpsi material LLDPE = koefisien absorpsi massa p = densitas material yang dilalui berkas radiasi gamma x = tebal lapisan yang dilalui berkas radiasi gamma Visualisasi pengukuran pencitraan densitas material di dalam reaktor LLDPE dapat dijelaskan sebagai berikut: Sumber radiasi ditempatkan pada posisi tengah reaktor, sedangkan detektor yang berjumlah dua belas buah ditempatkan pada dinding luar reaktor, intensitas radiasi yang diterima detektor berubah ubah sesuai dengan tebalnya serapan material LLDPE. = Intensitas awal dari sumber radiasi gamma 137 Cs Posisi Sumber Radiasi Gamma 137 Cs Reaktor Proses Diameter 12 m dengan Tebal dinding 10 cm Tebal Dinding Reaktor X1 Arah Material Proses LLDPE Dengan densitas antara 400 Kg/m3 sampai 700 Kg/m3 Gambar 1. Metoda deteksi pencitraan densitas material di dalam reaktor proses LLDPE menggunakan absorpsi radiasi gamma. Untuk kasus deteksi pencitraan densitas material proses yang berada di dalam reaktor proses LLDPE akan memenuhi persamaan 2 sebagai berikut : N = e ( 1 1 x1 + 2 2 x2 ) (2) dimana 1 = koefisien absorpsi massa dinding reaktor proses setebal X 1 2 = koefisien absorpsi massa material proses setebal X 2 dari posisi sumber gamma. X 1 = tebal dinding reaktor proses X 2 = tebal lapisan material proses 1 = densitas dinding pipa kiri 2 = densitas material proses -188-

karena tebal dan material dinding reaktor tetap sehingga 1, X1, 1, dianggap konstan, dengan demikian intensitas radiasi yang diterima oleh detektor dapat dinyatakan dengan persamaan 3 dan 4 berikut : N = e - (K1 + ( 2 p2 X2) ) (3) N = e - 2 p2 X2 (4) Intensitas yang dihasilkan oleh detektor akan memenuhi persamaan 5) N = e - 2 2 X2 (5) Perubahan intensitas keluaran detektor akibat perubahan densitas material proses akan memenuhi persamaan 6. Ln N = Ln ( ) ( 2 2 X2 ) (6) Bila A, 2, x2 dianggap konstan maka perubahan arus keluaran detektor akibat perubahan densitas material proses menjadi : d ( Ln N ) = - d ( 2 ) (7) dan akan memenuhi grafik pengukuran seperti pada gambar 2 berikut: Ln N Nn o n densitas material proses Gambar 2. Intensitas Keluaran detektor vs densitas material proses Dari grafik pada gambar 2 dapat dijelaskan bahwa setelah dikonversi logaritmik maka intensitas yang keluar dari detektor akan berkurang secara proporsional dengan naiknya densitas material proses di dalam reaktor. Tampak atas posisi dua belas detektor (A,B,C,D,E,F,G,H,I,J,K,L) yang berada di sekeliling dinding reaktor proses LLDPE. Jenis detektor scintilasi yang digunakan adalah detektor sensitif terhadap radiasi gamma. L A B K C J D I E H F G Gambar 3. Tampak atas terhadap posisi dua belas detektor pencitraan material proses -189-

Tepat di tengah lingkaran adalah posisi sumber radiasi gamma, sedangkan di sekeliling sumber radiasi gamma sampai sebelah dalam dinding reaktor berisi material LLDPE berbentuk slurry, bertekanan 32 bar dan bertemperatur antara 70ºC sampai 100ºC. Kondisi proses reaktor saat beroperasi selalu bergejolak dinamis sehingga hasil pantauan di monitor komputer akan berbentuk bintang yang diameternya berubah-ubah sesuai dengan kondisi dinamis material LLDPE di dalam reaktor tersebut. 3. TATA KERJA Blok sistem pencitraan material proses di dalam reaktor petrokimia dengan teknik serapan gamma dapat dilihat pada gambar 4. berikut : REAKTOR PROSES RADIUS 6 METER, BERISI MATERIAL POLYETHYLENE BERBEBTUK (SLURY), BERTEKANAN 32 BAR DAN BERTEMPERATUR 70ºC SAMPAI 100ºC REAKTOR PROSES BERISI MATERIAL POLYETHYLENE (SLURY) 12 BUAH DETEKTOR CHUNK ATAU DETEKTOR PENCITRAAN DETEKTOR CHUNK LEVEL E3 DETEKTOR DITEMPATKAN PADA POSISI E3, 12 METER DARI GROUND, SEDANGKAN TINGGI REAKTOR SEKITAR 50 METER DARI GROUND. RTU RAU TAMPILAN PENCITRAAN TERLIHAT PADA KOMPUTER PROSES DCS YOKOGAWA DI KONTROL ROOM, DAN POSISI KONTROL ROOM 1200 METER DARI REAKTOR LLDPE. POMPA KIMIA ANTI LOGGING Gambar 4. Blok sistem monitor pencitraan pada Reaktor LLDPE POMPA DILUENT -190-

A,B,C,D,E,F,G,H,I,J,K,L ditempatkan pada posisi E3 Reaktor LLDPE secara horizontal. detektor tersebut menggunakan jenis detektor scintilasi high sensitif gamma, dilengkapi processor pengolah signal dan keluaranyya menggunakan standard pengukuran Distributed Control System (DCS) Yokogawa yaitu 4-20 ma. Signal keluaran dari detektor detektor tersebut ditransmisikan melalui kabel signal terisolasi sepanjang 1200 meter ke Kontrol Room. Di kontrol Room signal pengukuran tersebut dimasukan ke modul modul signal conditioning isolasi dan kemudian di akusisi oleh Sistem data akusisi komputer proses Yokogawa. Hasil pengukuran detektor clogging ditampilkan secara serempak oleh komputer proses, sehingga tampilannya berbentuk bintang yang diameternya berubah ubah secara dinamis menyesuaikan keadaan material LLDPE yang berada didalam reaktor proses. Pada posisi volume bintang mencapai 70% maka sistem kendali akan bekerja untuk membuka katup cairan kimia yang digunakan untuk menjaga agar volume bintang tidak lebih dari 70%. Volume bintang menandakan jumlah material LLDPE di reaktor pada posisi E3. Jika batas volume dilampaui maka material LLDPE akan menggumpal membentuk Clogging, yang mengakibatkan Reaktor tersumbat, sehingga proses kegiatan harus dihentikan, hal tersebut tidak dikehendaki oleh pihak manajemen, karena merupakan suatu kegagalan proses dan kerugian pabrik. 4. DATA PENGUKURAN & PEMBAHASAN Pengukuran Latar belakang paparan radiasi saat Source Cs-137 pada posisi tertutup, terlihat di tabel 1 berikut : Posisi Background ( Sv/h) Keluaran Signal (ma) 1 A 0.12 4.14 2 B 0,11 4,12 3 C 0,11 4,13 4 D 0,13 4,15 5 E 0,14 4,16 6 F 0,19 4,20 7 G 0,16 4,18 8 H 0,16 4,17 9 I 0,14 4,16 10 J 0,15 4,17 11 K 0,12 4,15 12 L 0,13 4,15 Pengukuran paparan radiasi saat Source Cs137 pada posisi terbuka dan Reaktor LLDPE kondisi kosong tanpa material, terlihat di tabel 2 berikut : Posisi Paparan pada ( Sv/h) Keluaran Signal (ma) 1 A 11,2-12,0 20,2 2 B 12,5-12,8 20,8 3 C 12,4-13,0 20,9 4 D 12,0-13,0 20,7 5 E 11,5-11,9 20,2 6 F 11,8-12,1 20,3 7 G 12,7-13,0 20,7-191-

8 H 12,3-13,0 20,6 9 I 11,4-11,8 20,2 10 J 11,0-11,6 20,0 11 K 11,1-11,6 20,0 12 L 11,3-11,5 20,0 Dari data tabel 1 dan tabel 2 didapat persamaan linier Y=1,34X + 4,12 Y = ma dan X = Sv/h Pengukuran paparan radiasi saat Source Cs137 pada posisi terbuka dan Reaktor LLDPE sedang beroperasi (bermaterial LLDPE density 550 Kg/m3), terlihat di tabel 3 berikut Posisi Paparan pada ( Sv/h) Keluaran Signal ma 1 A 5,1-5,5 11,2 2 B 5,2-5,5 11,3 3 C 5,0-5,2 10,9 4 D 5,1-5,2 11,0 5 E 5,1-5,2 11,0 6 F 5,2-5,3 11,2 7 G 5,2-5,3 11,2 8 H 5,1-5,2 11,0 9 I 5,0-5,1 10,9 10 J 5,1-5,2 11,0 11 K 5,1-5,2 11,0 12 L 5,2-5,4 11,2 Jika keluaran detektor mendekati 4,0 ma, maka pencitraan material proses yang terbentuk menjadi maksimum mendekati penggumpalan (clogging), sehingga diprediksi terjadinya Chunk, dan material proses di dalam reaktor akan menggumpal dan berhenti beroperasi. Bentuk tampilan pencitraan pada komputer jika material LLDPE di dalam reaktor mendekati penggumpalan (clogging) dapat dilihat pada gambar 5 berikut : Gambar 5. Bentuk tampilan pencitraan di komputer proses reaktor LLDPE,saat operasi dalam keadaan kritis mendekati clogging ( output detektor 5.0 ma dengan densitas mendekati 700 kg/m3) -192-

Bentuk tampilan pencitraan pada komputer jika material LLDPE di dalam reaktor kondisi rmal dapat dilihat pada gambar 6 berikut: Gambar 6. Bentuk tampilan pencitraan di komputer proses reaktor petrokimia LLDPE, saat operasi dalam keadaan normal (11.2 ma densitas LLDPE 550 kg/m3) Bentuk tampilan pada komputer jika reaktor LLDPE saat mulai bekerja, dimana saat mulai bekerja material proses masih berbentuk gas bercampur sedikit slurry polyethilene (densitas 400 kg/m3), dan tampilannya dapat dilihat pada gambar 7 berikut: Gambar 7. Bentuk tampilan pencitraan di komputer proses reaktor petrokimia LLDPE, saat operasi dimulai ( 18,5 ma) 5. KESIMPULAN Dari hasil pengukuran didapatkan persamaan linier Intensitas radiasi gamma yang diterima detektor dengan keluaran sistem deteksi dalam ma yaitu Y=1,34X + 4,12 dimana Y = ma dan X = Sv/h dengan koefisien korelasi 99,7%. Sistem ini telah diaplikasikan di reaktor petrokimia LLDPE PT. Chandra Asri. 6. DAFTAR PUSTAKA 1. Rony Djokorayono, Indarzah MP, Usep SG, Sistem Monitoring Material Clogging Pada Reaktor Low Linear Density Polyethilene Dengan Radiasi Gamma (Jurnal Perangkat Nuklir Vol.05 no.51 Mei 2011 ISSN : 1978 3515), Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Serpong (2011) 20-27. 2. IAEA (International Atomic Energy Agency) 1965, Radioisotope Instruments in Industry and Geophysic, Viena. 3. Berthold, Berthold Radiation Measuring Instruments For Industry, Gmbh & Co KG, D-7547 Bad Wilbad (2008) -193-