bab i pendahuluan - ansn.bapeten.go.id · pembuatan pohon kejadian (event tree) dan pohon kegagalan...

Analisis Keselamatan Probabilistik

BAB IPENDAHULUAN

Diktat ini disusun sebagai pegangan peserta kursus pada pelatihan “National

Basic Professional Training Course On Nuclear Safety” yang diselenggarakan

oleh Pusdiklat – BATAN. Untuk materi Probabilistic Safety Analysis (Analisis

Keselamatan Probabilistik) atau lebih sering disebut dengan PSA (

Probabilistic Safety Assement, Pengkajian Keselamatan Probababilistik). PSA

merupakan salah satu jenis analisis yang digunakan untuk analisis

keselamatan pada reaktor nuklir, baik reaktor riset maupun reaktor daya.

Secara umum analisis ini bertujuan untuk menentukan probabilitas teras

meleleh, probabilitas pelepasan produk fisi dari kontainmen dan risiko yang

diterima masyarakat di sekitar reaktor.

Diktat ini disusun disesuaikan dengan materi PSA yang di sampaikan dalam

waktu 4 sesi pertemuan, sehingga agar tercapai dengan materi yang

diharapkan disusun atas 4 Bab. Bab I berisi tentang tujuan dan materi dari

diktat ini. Bab II membahas konsep risiko dan tahapan proses PSA. Bab 3

tentang analisis sistem yang diperlukan dalam PSA level 1 dan Bab 4

membahas aplikasi PSA pada reaktor riset serta keunggulan dan kekurangan

metoda PSA. Seperti disebutkan bahwa tujuan penulisan diktat ini hanya

untuk pelatihan dalam waktu yang singkat, maka untuk lebih detail diharapkan

peserta kursus juga mengacu pada daftar pustaka yang disebutkan dalam

diktat ini.

Tujuan instruksional umum

Setelah mempelajari diktat dan pelatihan ini diharapkan peserta mampu

memahami konsep PSA serta tahapan yang dilakukan, terutama dalam

penyusunan PSA level 1.

Pusdiklat – BATAN 2004 1


Tujuan instruksional khusus

Setelah mempelajari diktat dan pelatihan ini diharapkan peserta memahami :

1. Latar belakang perlunya PSA

2. Hubungan PSA dan konsep risiko

3. Tujuan, proses dan tahapan PSA

4. Kejadian awal (initiating event )

5. Analisis Sistem : analisis pohon kejadian, analisis pohon kegagalan dan

data keandalan.

6. Kegiatan PSA level 1 di reaktor riset.



BAB IIKONSEP RISIKO DAN PROSES PSA

A. Latar BelakangPada tahun 1975 US-NRC ( United States Nuclear Regulatory Commission’s)

telah melakukan studi keselamatan reaktor yang terkenal dengan sebutan

WASH 1400 [1]. Tujuan dari studi ini adalah untuk melakukan kajian tentang

risiko kecelakaan pada reaktor daya (komersil) yang ada di Amerika serikat.

Sejak itu, metoda yang ada dalam studi tersebut dikembangkan lebih lanjut

dan sering disebut dengan metoda PSA (Probabilistic Safety Analysis) yang

merupakan alat evaluasi keselamatan pada reaktor daya. Dalam

perkembangannya metoda ini diterapkan pada reaktor daya dan reaktor riset

yang semuanya bertujuan untuk meningkatkan keselamatan dan menambah

tingkat keandalan sistem keselamatan yang ada pada instalasi. Pada saat ini

IAEA juga merekomendasikan agar metoda PSA juga diterapkan pada

fasilitas nuklir non-reaktor (Non-Reactor Nuclear Facility, NRNF), misalnya :

fasilitas elemen bakar nuklir, fasilitas pengelolaan limbah radioaktif, fasilitas

produksi radioisotop dan lain-lainnya [2].

B. Konsep RisikoDalam kehidupan sehari-hari disekitar kita, sesuatu yang mempunyai manfaat

pasti juga mempunyai konsekuensi. Demikian juga pada suatu instalasi

industri baik berupa pabrik, proses maupun penyimpanan selain mempunyai

segi manfaat juga mempunyai konsekuensi. Konsekuensi tersebut kadang-

kadang tidak disadari kemungkinannya, tetapi baru terlihat setelah kejadian,

seperti misalnya yang sering terjadi kebakaran pada industri kimia.



Bila berbicara mengenai konsekuensi dan seringnya suatu kejadian, maka

sebenarnya yang dimaksud adalah risiko yaitu kombinasi antara konsekuensi

dan kemungkinan terjadinya suatu kejadian atau probabilitas.

Demikian juga dengan reaktor nuklir secara disain sudah diperhitungkan tidak

akan terjadi kecelakaan yang mempunyai pengaruh terhadap masyarakat,

tetapi secara probabilistik kemungkinan tersebut tetap ada, maka di dalam

teknologi reaktor analisis yang digunakan untuk analisis tersebut dikenal

sebagai PSA (Probabilistic Safety Asessment, analisis keselamatan

probabilistik).

Di dalam analisis keselamatan terutama pada reaktor nuklir dilakukan dengan

2 cara yaitu secara deterministik dan probabibilistik. Probabilistik didefinisikan

sebagai kemungkinan terjadinya suatu kejadian, sedangkan frekuensi

didefinisikan sebagai jumlah terjadinya suatu kejadian persatuan waktu.

Konsekuensi merupakan hasil akhir dari suatu kejadian yang mempunyai

pengaruh terhadap masyarakat dalam hal jiwa, kesehatan, ekonomi dan lain-

lainnya.

Risiko

WaktuSatuan

iKonsekuensBesarnya=Frekuensi

WaktuSatuan

Kejadian x Konsekuensi

KejadianBesaran

PSA sesuai dengan konsep risiko dan merupakan suatu alat analitik yang

menjawab 3 pertanyaan yaitu [3] :

a. Apakah yang dapat membuat kesalahan?

b. Bagaimana kemungkinan terjadinya setiap skenario?

c. Apakah pengaruhnya ?



Untuk menjawab pertanyaan a, maka harus disusun semua kemungkinan

yang dapat menimbulkan kecelekaan dalam analisis keselamatan hal ini

disebut dengan skenario kecelakaan ( accident scenario ). Jawaban dari

pertanyaan b dapat diketahui bila frekuensi setiap skenario diketahui,

sedangkan jawaban pertanyaan c adalah untuk mengetahui konsekuensinya.

C. Tujuan PSA Secara umum PSA mempunyai beberapa tujuan antara lain :

1. Mengidentifikasi kejadian awal (initiating event) dan sekuensi kejadian

yang mempunyai kontribusi (penyumbang) yang signifikan dalam

menimbulkan risiko.

2. Menentukan ukuran kuantitatif secara realistik dari kontribusi-kontribusi

risiko tersebut.

3. Menentukan evaluasi dari konsekuensi yang berpotensi sehubungan

dengan sekuensi kecelakaan hipotetik.

4. Memberikan suatu keputusan terhadap disain, operasi dan tapak suatu

reaktor berdasarkan pengaruh risiko.

5. Menentukan interaksi antara sistem dan manusia/operator.

6. Mengatasi kecelakaan dasar disain dengan kegagalan beruntun (multiple

failure).

D. Proses PSAKegiatan PSA dilakukan untuk menemukan titik lemah pada saat kecelakaan

parah dan memberikan hasil secara kuantitatif sehingga dapat digunakan

sebagai penunjang dalam mengambil keputusan.

Terdapat 3 level (tingkatan) dalam PSA yaitu :

1. PSA level 1 : merupakan analisis sistem

Isi Kajian : melihat semua pemicu kecelakaan yang ada pada plant dan

tanggapan/respon dari sistem/operator

Hasil : Frekuensi teras meleleh dan jenis kontribusinya ( penyumbangnya )



2. PSA level 2 : merupakan analisis kontainmen

Isi Kajian : menentukan frekuensi dan modus kegagalan kontainmen

Hasil : kategori dan frekuensi pelepasan dari kontainmen

3. PSA level 3 : merupakan konsekuensi radiologi

Isi Kajian : Konsekuensi kesehatan terhadap masyarakat

Hasil : Perkiraan risiko pada masyarakat dan risiko ekonomi

Tahapan pada PSA level 1 adalah :

1. Mengidentifikasi dan mengelompokkan kejadian awal termasuk juga

pemicu berdasarkan kecelakaan dasar disain (Design Basic Accident,

DBA). Dalam tahap ini pengalaman operasi sangat diperlukan.

2. Menentukan kriteria sukses berdasarkan analisis keteknikan pada

umumnya. Dalam tahap ini diperlukan enggineer dalam bidang mekanik

dan komputer

3. Membuat model sekuensi kecelakaan. Dalam tahapan ini dilakukan

pembuatan pohon kejadian (event tree) dan pohon kegagalan (fault tree).

Tenaga yang diperlukan adalah engineer untuk sistem,

masukan/pengalamam operasi dan perawatan dan tenaga pembuat model

PSA.

4. Estimasi parameter ( misal : laju kegagalan komponen ). Dalam tahap ini

tenaga yang dibutuhkan adalah ahli dalam bidang statistik, ahli

performance manusia atau ergonomik.

5. Kuantifikasi sekuensi kecelakaan. Dalam tahap ini yang diperlukan ahli

PSA.

6. Dokumentasi dan evaluasi hasil.

Tahapan pada PSA level 2 adalah :

1. Mengevaluasi kecelakaan kerusakan teras parah dengan :

a. Meneliti fenomena dari proses pelelehan teras.



b. Respon kontainmen terhadap perubahan struktur berdasarkan analisis

struktur.

2. Mengidentifikasi dan mengkuantifikasi fenomena fisis kecelakaan parah

3. Hasil akhir level 2, meliputi :

a. Probabilitas jenis (mode) kegagalan kontainmen

b. Waktu dari kegagalan kontainmen

c. Fraksi dari radionuklida yang dilepaskan ke udara ( source term )

Secara fisis PSA level 2 ini dilakukan sesuai dengan proses yang terjadi

dalam kecelakaan parah yaitu pelelehan teras, diikuti dengan kegagalan

bejana tekan (pressure vessel) sehingga produk fisi tertampung dalam

kontainmen seperti ditunjukkan dalam Gambar 1 [4], sedangkan proses

pelepasan produk fisi selama kecelakaan seperti terlihat dalam Gambar 2 [5].

Dalam PSA level 2 ini perlu diperhitungkan juga bahwa produk fisi dalam

kontainmen akan mengalami pengurangan yaitu secara alami atau karena

bekerjanya sistem keselamatan yang ada di dalam kontainmen, seperti

ditunjukkan dalam Gambar 3 dan Gambar 4.

Hubungan antara PSA level 1 dan level 2 seperti terlihat pada Gambar 5 yang

pada prinsipnya sekuensi (skenario) kecelakaan yang menimbulkan

kerusakan teras (Plant Damage State, PDS) sebagai masukan untuk PSA

level 2 yaitu untuk menyusun pohon kejadian pada kontainmen. Analisis yang

dilakukan untuk melihat integritas kontainmen [6].

Di dalam PSA level 3 dilakukan analisis tentang model proses transport

radionuklida setelah lepas dari kontainmen, yang pada umumnya terdiri atas

4 model yaitu :

1. Atmospheric transport and deposition model. 1.



Model ini menggambarkan paparan radiasi yang diterima secara langsung

dan jumlah yang dilepaskan source term secara model asap ( plume ). Hal

yang perlu diperhitungkan adalah luas daerah kontaminasi dan lamanya

waktu selama paparan.

2. Pathway model.

Model ini untuk menggambarkan jalan yang ditempuh radionuklida masuk

ke dalam tubuh manusia, sehingga dapat diketahui dosis yang

terakumulasi dalam organ manusia, seperti ditunjukkan dalam Gambar 6

[7].

3. Model yang membawa pengaruh terhadap kesehatan (Health effect model)

a. Menentukan akibat fatal dan luka yang diharapkan terjadi dalam 1 tahun

( acute health effect)

b. Menentukan yang dapat mengakibatkan kanker yang diharapkan

membawa kematian yang terjadi selama hidup ( late health effect )

4. Model yang berhubungan dengan faktor konsekuensi lainnya

Yang termasuk dalam model ini, misalnya distribusi populasi, respon

terhadap kedaruratan, pengaruh ekonomi dan lain-lainnya.

Dalam level 3 ini hasil risiko secara terintegrasi yaitu frekuensi dan jenis

konsekuensinya akan diketahui. Analisis secara lengkap yang dilakukan

dalam PSA level 1, level 2 dan level 3 secara diagram dapat dilihat dalam

Gambar 7.

Seperti terlihat dalam penyusunan proses PSA di atas, maka diperlukan

waktu dan SDM yang banyak. Berdasarkan NUREG/CR-2300 dibutuhkan

jumlah SDM seperti dalam Tabel 1, 2, dan 3 , walaupun jumlah SDM tersebut

sangat relatif tergantung dari jenis dan kompleksitas reaktor yang dianalisis

termasuk juga tingkat kemampuan SDM nya.



Tabel 1. SDM yang diperlukan dalam penyusunan PSA level 1 [8]Tugas Perkiraan Tenaga (OB)

Pengumpulan informasi awal 1 - 2Penyusunan pohon kejadian dan model sistem 29 - 38Analisis prosedur dan keandalan manusia 2 - 3Pengembangan data 5 - 6Kuantifikasi sekuensi kecelakaan 9 - 12Kejadian eksternal 14 - 18Analisis ketidak pastian 3 - 4Pengembangan dan interpretasi hasil 2 -3

Jumlah 51 - 86


Analisis proses fisis 15 – 137Analisis pelepasan radionuklida dan transpor 5 – 20Kejadian eksternal 3 – 4Analisis ketidak pastian 2 – 8Pengembangan dan interpretasi hasil 2 - 30

Jumlah (PSA level 1 & 2) 78 - 285


Analisis transpor ke lingkungan dan

konsekuensi

3 – 4

Kejadian eksternal 1 - 2Analisis ketidakpastian 1 - 2Pengembangan dan interpretasi hasil 2 - 30

Jumlah (PSA level 1, 2 dan 3) 84 - 295



BAB IIIANALISIS SISTEM

A. Kejadian awal (initiating event)Seperti disebutkan dalam PSA level 1 hal yang penting adalah mengetahui

kejadian awal (initiating event). Kejadian awal adalah setiap potensi yang

terjadi yang dapat menggangu jalannya operasi dari plant. Kejadian awal

dikuantifikasi dengan frekuensi, yaitu misalnya jumlah kejadian pertahun.

Kejadian awal ini dapat terjadi pada saat reaktor padam (shutdown), pada

daya rendah atau pada daya penuh. Dalam PSA pada umumnya ditekankan

pada daya penuh.

Secara umum pengelompokkan kejadian awal berupa LOCA (Loss of Coolant

Accident; kecelakaan kehilangan pendingin) dan transient dimana didalamnya

terdiri atas kejadian awal internal (kejadian dari dalam reaktor) dan kejadian

awal eksternal ( kejadian dari luar reaktor misalnya : bencana alam, jatuhnya

pesawat, teroris dan lain-lainnya).

Identifikasi kejadian awal meliputi [3] :

a. Mengidentifikasi secara komprehensif pemicu yang mempunyai potensi

mengganggu operasi plant

b. Mengelompokkan kejadian awal ke dalam kategori berdasarkan pengaruh

yang sama terhadap response system

c. Mengkuantifikasi masing-masing kategori kejadian awal

A.1. Pengelompokkan Kejadian awalSetelah kejadian awal teridentifikasi, maka dilakukan analisis sebagai

berikut :

1. Dari masing-masing kejadian awal tersebut dilakukan identifikasi fungsi

keselamatan yang digunakan untuk mencegah kerusakan teras



2. Mengidentifikasi sistem pada plant yang diperlukan sebagai fungsi

keselamatan

3. Melakukan pengelompokkan kejadian awal pada satu kategori untuk

kejadian awal yang memerlukan tanggapan (respon) yang sama dari

plant.

Dalam tahapan pengelompokkan kejadian awal ini dilakukan proses yang

berulang-ulang dengan membuat pohon kejadian (Event Tree). Hal yang

perlu diperhatikan dalam penyusunan pohon kejadian adalah :

1. Semua sekuensi kecelakaan dengan jelas sudah dimasukkan.

2. Harus dicegah terjadinya overlapping untuk sekuensi kecelakaan yang

sama.

3. Setiap pohon kejadian dapat digunakan (berlaku) untuk semua kejadian

awal dalam satu kelompok atau kategori.

B. Analisis Pohon Kejadian (Event Tree Analysis)Analisis pohon kejadian merupakan salah satu bentuk analisis deduktif (maju)

yaitu suatu analisis diawali dengan adanya kejadian awal kemudian diikuti

dengan bekerja atau tidaknya sistem-sistem keselamatan/sistem mitigasi

berikutnya.

Hal yang penting di dalam analisis pohon kejadian :

1. Menghubungkan fungsi-fungsi sistem dalam plant pada waktu beroperasi

2. Mengidentifikasi hubungan di dalam sekuensi kejadian

3. Mengidentifikasi lamanya waktu terjadinya kejadian

Tahapan penyusunan pohon kejadian adalah sebagai berikut :

1. Menentukan batas analisis yaitu kondisi akhir sekuensi (misalnya : waktu,

ketergantungan terhadap fungsi keselamatan atau sistem)

2. Mendefinisikan kriteria sukses



3. Mengembangkan dan menentukan bagian-bagian (sebelah atas) pohon

kejadian

4. Mengembangkan sekuensi

Kriteria sukses adalah suatu kondisi fungsi keselamatan/sistem dimana dapat

dikatakan kondisi tersebut sukses/berfungsi. Hal ini disebabkan pada

umumnya dalam reaktor nuklir suatu sistem terdiri atas beberapa redudan,

sehingga harus didefinisikan berapa redudan yang berhasil dapat

diklasifikasikan sebagai sukses. Kriteria sukses ini ditunjang dengan analisis

deterministik.

Fungsi keselamatan dasar untuk teras reaktor dan kontainmen yang

diperlukan dalam penyusunan pohon kejadian antara lain : Reaktor subkritis

(Reactor subcriticality , RS), pemindah panas teras (Core Heat Removal),

Penambah inventori teras (core inventori makeup), integritas sistem pendingin

primer (primary coolant system integrity), Containment Pressure Suppression,

pemindah panas kontainmen (containment heat removal) dan integritas

kontainmen (containment integrity). Contoh dari sebuah pohon kejadian

seperti terlihat dalam Gambar 8.

C. Analisis Pohon Kegagalan (Fault Tree Analysis)Untuk mengkuantifikasi analisis pohon kejadian, maka setiap sistem

keselamatan/mitigasi harus dikuantifikasi kegagalannya (kegagalan

merupakan komplemen dari kesuksesan, f = 1 – s). Salah satu cara untuk

mengkuantifikasi adalah dengan menggunakan analisis pohon kegagalan.

Analisis pohon kegagalan merupakan analisis induktif yaitu suatu kejadian

disebabkan oleh kejadian sebelumnya. Kejadian sebelumnya disebabkan

oleh kejadian lain lebih lanjut, kegagalan komponen atau kegagalan operator

(manusia). Masing-masing kegagalan tersebut dianalisis lebih lanjut

penyebabnya sehingga sampai pada kondisi kejadian dasar (basic event)



Analisis pohon kegagalan dapat untuk mengkuantifikasi kegagalan sistem,

komponen, fungsi atau operasi. Model pohon kegagalan dapat dipergunakan

untuk menentukan :

1. Kombinasi beberapa kegagalan

2. Probabilitas gagal

3. Titik lemah (kritis) pada sistem, komponen, fungsi atau operasi

Kejadian puncak (Top Event) dari pohon kegagalan menunjukkan kejadian

atau kondisi yang tidak diinginkan (undesired event/undesired state) dari

suatu sistem sehingga hasilnya merupakan kegagalan atau ketidaktersediaan

(unavailability) sistem. Penyusunan pohon kegagalan merupakan proses

berulang dengan mendapatkan umpan balik dari proses PSA lainnya.

Analisis pohon kegagalan merupakan proses yang kompleks sehingga sudah

disiapkan perangkat lunak yang digunakan untuk analisis tersebut, misalnya :

PSA pack, SAPHIRE, SALP, dan lain-lainnya. Hasil atau keluaran dari

perangkat lunak ini pada umumnya berupa cut set atau minimal cut set yang

dapat menyebabkan terjadinya kejadian puncak. Cut set merupakan

kombinasi kegagalan kejadian dasar, sedangkan minimal cut set adalah

kombinasi terkecil dari kegagalan kejadian dasar.

Perhitungan analisis pohon kegagalan sesuai dengan hukum aljabar Boolean.

Pengertian tentang minimal cut set ini sangat penting dalam konsep PSA,

karena minimal cut set ini berhubungan dengan komponen atau kejadian

dasar yang kritis yaitu bila komponen kritis atau kejadian dasar ini terjadi

maka memungkinkan terjadinya kejadian puncak.

C.1. Penyusunan pohon kegagalanDi dalam penyusunan pohon kegagalan dilakukan tahapan sebagai

berikut :



1. Ditentukan kejadian atau kondisi yang tidak diinginkan sebagai kejadian

puncak

2. Menganalisis penyebab terjadinya kejadian puncak secara mundur

dengan menggunakan gerbang logika, untuk kondisi standar seperti

terlihat berikut ini :

3. Analisis diuraikan lebih lanjut sampai kejadian dasar

C.2. Penyelesaian analisis pohon kegagalanDidalam menyelesaikan analisis pohon kegagalan dilakukan tahapan

sebagai berikut :

1. Mengubah logika pohon kegagalan menjadi persamaan boolean

2. Menyederhanakan (mereduksi) persamaan boolean menjadi bentuk

sederhana, dengan aturan seperti dalam Tabel 4 [9].

Pusdiklat – BATAN 2004

Kejadian Dasar Kesalahan komponen dasar yang tidak memerlukan pengembangan lebih lanjut

Gerbang OR Gerbang logika yang menunjukkan gabungan beberapa masukan kejadian. Keluaran akan terjadi bila sedikitnya 1 masukan terjadi

Gerbang AND Gerbang logika yang menunjukkan interseksi (perkalian) beberapa masukan kejadian. Keluaran akan terjadi bila semua masukan terjadi

5


Tabel 4. Operasi Hukum Aljabar Boolean [9]

Aturan OperasiKomutatif A + B = B + A A x B = B x AAsosiatif A + B + C = (A + B) + C = A + (B + C)

A x B x C = (A x B) x C = A x (B x C)Distributif A x (B + C) = (A x B) + (A x C)

Idempotent A + A = A A x A = AHimpunan Nol A + 0 = A A x 0 = 0

Himpunan Universal A + 1 = 1 A x 1 = AAbsorpsi A + (A x B) = A

Proses kuantifikasi dan penyederhanaan persamaan aljabar boolean

dilakukan dengan perangkat lunak.

C.3. Contoh analisis pohon kegagalanSebagai contoh seperti terlihat dalam Gambar 9. Motor memperoleh sumber

listrik AC 3 fase sebesar 480 V melalui pemutus (breaker), dengan pemutus

yang digerakkan oleh kumparan trip dan saklar 1 dan saklar 2 dimana

digerakkan oleh listrik 125 V DC.

Misal kondisi yang tidak di inginkan atau sebagai kejadian puncak adalah

“Motor gagal untuk berhenti “ (motor fail to stop). Kondisi ini disebabkan oleh

2 hal yaitu : “tidak ada signal ke pemutus” (no signal to trip breaker) atau

“pemutus gagal untuk membuka” (breakers fail to open), sehingga kondisi ini

digambarkan dengan gerbang OR. Selanjutnya “tidak ada signal ke pemutus”

dianalisis disebakan karena “ tidak ada signal ke kumparan trip” (no signal to

trip coil) atau “kegagalan umum dari saklar untuk menutup” (common cause

failure of switches to close) atau “kumparan trip gagal diberi tenaga” (trip coil

fails to energize). 2 kejadian terakhir merupakan kejadian dasar, sedangkan

kejadian pertama perlu dianalisis lebih lanjut. “Tidak ada signal ke kumparan

trip” disebabkan karena “ tidak ada arus yang melalui saklar 1” dan “tidak ada

arus yang melalui saklar 2”, sehingga dalam kondisi ini gerbang yang sesuai

adalah gerbang “AND”. Selanjutnya “tidak ada arus yang melalui saklar 1”



disebabkan “kehilangan daya suplai 125 V DC” atau “saklar 1 gagal untuk

menutup”, dan gerbang yang sesuai adalah gerbang “OR”. Hal ini berlaku

pula untuk kejadian “tidak ada arus yang melalui saklar 2”, dan pohon

kegagalan yang disusun secara lengkap seperti terlihat dalam Gambar 10.

Dari pohon kegagalan tersebut, selanjutnya diubah menjadi persamaan

aljabar boolean sebagai berikut :

1. Persamaan Logika Top Down ( “+” = “OR”, “*” = “AND” ) adalah sebagai

berikut :

G1 = G2 + E1

G2 = E2 + G3 + E3

G3 = G4 * G5

G4 = E4 + E5

G5 = E4 + E6

2. Substitusi

G3 = (E4 + E5) * (E4 + E6)

G2 = E2 + [(E4+E5) * (E4 + E6)] + E3

G1 = E2 + [(E4+E5) * (E4 + E6)] + E3 + E1

3. Persamaan setelah disederhanakan merupakan Minimal cut set

(dipisahkan dengan tanda “+”)

G1 = E1 + E2 + E3 + E4 + E5 * E6

4. Probabilitas motor gagal untuk berhenti adalah :

Pr(G1) ≅ Pr(E1) + Pr(E2) + Pr(E3) + Pr(E4) + Pr(E5 * E6 )

D. Estimasi ParameterEstimasi nilai parameter diperlukan untuk memberikan harga kegagalan

komponen dan kejadia awal. Dimana nilai-nilai tersebut sebagai masukan



kuantitatif untuk kejadian dasar pada pohon kegagalan dan model pohon

kejadian.

Data-data yang diperlukan adalah :

1. Kegagalan secara random pada laju kegagalan (failure rate) dan

kebolehjadian gagal pada saat dibutuhkan (demand failure probability)

2. Ketidaktersediaan (unavailability) karena pada kondisi test atau

perawatan

3. Common cause failure

4. Frekuensi kejadian awal

5. Keandalan manusia/operator (lebih lanjut dibahas dalam materi

pelatihan : human performance)

Berdasarkan faktor-faktor tersebut, maka secara umum probabilitas ketidak

tersediaan atau kegagalan suatu komponen dapat dihitung sesuai dengan

Tabel 5.

Tabel 5. Model matematis data kegagalan komponen



Data-data tersebut dapat menggunakan beberapa sumber antara lain :

a. Data generik misalnya : NUREG-1150, NUREG/CR 5750, NUREG/CR

5496, NUREG/CR 5500, WASH-1400, IEEE std 500, TECDOC 478, dan

lain-lainnya.

b. Pengalaman operasi

c. Data untuk plant tertentu

d. Data yang mengalami modifikasi (misal dengan Bayesian)



BAB IVAPLIKASI PSA LEVEL 1 PADA REAKTOR RISET

Dalam bahasan sebelumnya disebutkan bahwa tahap pertama yang perlu

dilakukan dalam PSA level 1 adalah menentukan kejadian awal (initiating

event). Berdasarkan pedoman dari IAEA sudah ditentukan kejadian-kejadian

awal yang baku untuk reaktor daya ( lihat materi pelatihan : ”Initiating events,

Incidents, Accidents”), namun masih diperlukan juga penentuan analisis

kejadian awal lainnya, misalnya berdasarkan pengalaman operasi. Demikian

juga pada reaktor riset, IAEA sudah menentukan kelompok-kelompok

kejadian awal yang terjadi pada reaktor riset. Aplikasi PSA dalam reaktor riset

banyak diterapkan untuk kegiatan-kegiatan PSA level 1, karena kemungkinan

terjadinya skenario kecelakaan yang digambarkan dalam PSA level 2 sangat

kecil kemungkinan terjadinya. Tetapi dapat juga dilakukan kegiatan PSA

secara keseluruhan dengan menggunakan beberapa asumsi. Aplikasi PSA

level 1 dalam reaktor riset banyak ditekankan pada kegiatan PSA level 1 yaitu

antara lain : penentuan kejadian awal, keandalan sistem, data keandalan

komponen dan lain-lainya.

A. Kejadian Awal Pada ReaktorRisetDalam reaktor riset terdapat 7 kelompok kejadian awal yang harus dianalisis

yaitu :

1. Kehilangan suplai daya listrik, meliputi kejadian :

a. Kehilangan daya listrik normal

2. Insersi kelebihan reaktivitas, meliputi kejadian antara lain:

a. Kekritisan selama handling bahan bakar (kesalahan pemasukan

bahan bakar)

b. Kecelakaan start-up

c. Ketidak seimbangan posisi batang kendali

d. Insersi air dingin, dan lain-lainnyaPusdiklat – BATAN 2004 1


3. Kehilangan aliran, meliputi kejadian antara lain :

a. Kegagalan pompa primer

b. Pengurangan aliran pendingin ( misalnya : katup gagal, pipa atau alat

penukar panas tersumbat, dan lain-lainnya)

c. Penyumbatan kanal bahan bakar

d. Kegagalan atau kesalahan eksperimen, dan lain-lainnya

4. Kehilangan pendingin, meliputi kejadian antara lain :

a. Pecahnya batas pendingin primer

b. Kolam rusak

c. Kegagalan beam tube atau penetrasi, dan lain-lainnya

5. Kesalahan handling atau kegagalan peralatan/komponen, meliputi

kejadian antara lain :

a. Kegagalan kelongsong bahan bakar

b. Kekritisan di penyimpanan bahan bakar

c. Kelebihan burn-up, dan lain-lainnya

6. Kejadian internal khusus, meliputi kejadian antara lain :

a. Kebakaran atau ledakan secara internal

b. Kesalahan eksperimen reaktor

c. Kejadian keamanan, dan lain-lainnya

7. Kejadian eksternal , meliputi kejadian antara lain :

a. Gempa

b. Banjir (sungai, dam dan lain-lainnya)

c. Jatuhnya pesawat

d. Kecelakaan dari jalur lalu lintas, dan lain-lainnya

8. Kesalahan manusia



B. Penyusunan Pohon Kegagalan SistemDari pemilihan kejadian awal, salah satu kegiatan PSA level 1 adalah

mengkuantifikasi kejadian awal dengan salah satu caranya adalah

penyusunan pohon kegagalan. Selain itu dapat juga dilakukan penyusunan

pohon kegagalan dengan tujuan untuk keandalan sistem

C. Penyusunan Pohon KejadianAplikasi lainnya adalah dilakukan penyusunan pohon kejadian berdasarkan

kejadian awal yang dipilih untuk membuat sekuensi kecelakaan.

D. Pengumpulan Data Keandalan Komponen Untuk melihat keandalan sistem ataupun penyelesaian pohon kejadian, maka

diperlukan data keandalan komponen. Data keandalan komponen ini

meskipun dapat diperoleh dari data generik, tetapi dapat juga dilakukan

pengumpulan data keandalan komponen dari reaktor yang dilakukan analisis.

Pengumpulan data dilakukan dengan perhitungan berdasarkan data-data

operasi dan perawatan, hal ini dapat dilakukan berdasarkan log book operasi

dan log book perawatan.

E. Keunggulan Dan Kekurangan Metoda PSAPSA merupakan alat analisis yang sangat tepat dan penting untuk

melengkapi analisis deterministik. Namun demikian sebagai suatu alat

analisis akan mempunyai keunggulan dan kekurangannya seperti berikut ini :

1. Keunggulan PSA :

a. Alat yang bersifat sistematik untuk menganalisis sistem yang

kompleks.

b. Dalam pelaksanaannya membutuhkan berbagai jenis keilmuan

(multidisiplin).

c. Menentukan interaksi yang sangat kompleks.



d. Memberikan pandangan secara kualitatif dengan mudah terhadap

plant.

e. Memberikan hasil secara kuantitatif yang dapat digunakan sebagai

pengambil keputusan.

f. Model yang dapat digunakan untuk studi sensitivitas.

g. Dapat digunakan untuk mengevaluasi sesuatu yang tidak pasti.

2. Kekurangan PSA :

a. Tidak ada jaminan semua kejadian awal (initiating event) sudah

teridentifikasi

b. Kekurangan dari model konsep dan model matematika

c. Ketidakpastian dari model parameter untuk model yang digunakan

d. Tidak cukupnya data untuk perangkat keras dan performance manusia

3. Hal untuk mengatasi kekurangan :

a. Perlu studi sensitivitas

b. Menggunakan keputusan expert (expert judgement)

c. Perlu adanya peer review

d. Hasil dihubungkan dengan analisis keteknikan dan filosofi pertahanan

berlapis (defense in depth)


bab i pendahuluan - ansn.bapeten.go.id · pembuatan pohon kejadian (event tree) dan pohon kegagalan...

Documents