Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN

Transkripsi

1 BAB I PENDAHULUAN 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

2 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. Pusdiklat BATAN

3 BAB II KONSEP RISIKO DAN PROSES PSA A. Latar Belakang Pada 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 Risiko Dalam 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 kadangkadang tidak disadari kemungkinannya, tetapi baru terlihat setelah kejadian, seperti misalnya yang sering terjadi kebakaran pada industri kimia. Pusdiklat BATAN

4 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 lainlainnya. Besarnya Konsekuensi Risiko Satuan Waktu =Frekuensi Kejadian Satuan Waktu x Konsekuensi Besaran Kejadian 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? Pusdiklat BATAN

5 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 PSA Kegiatan 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 ) Pusdiklat BATAN

6 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. Pusdiklat BATAN

7 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. Pusdiklat BATAN

8 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. Pusdiklat BATAN

9 Tabel 1. SDM yang diperlukan dalam penyusunan PSA level 1 [8] Tugas Perkiraan Tenaga (OB) Pengumpulan informasi awal 1-2 Penyusunan pohon kejadian dan model sistem Analisis prosedur dan keandalan manusia 2-3 Pengembangan data 5-6 Kuantifikasi sekuensi kecelakaan 9-12 Kejadian eksternal Analisis ketidak pastian 3-4 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-3 Jumlah Tabel 2. SDM yang diperlukan dalam penyusunan PSA level 2 [8] Tugas Perkiraan Tenaga (OB) Analisis proses fisis Analisis pelepasan radionuklida dan transpor 5 20 Kejadian eksternal 3 4 Analisis ketidak pastian 2 8 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-30 Jumlah (PSA level 1 & 2) Tabel 3. SDM yang diperlukan dalam penyusunan PSA level 3 [8] Tugas Perkiraan Tenaga (OB) Analisis transpor ke lingkungan dan 3 4 konsekuensi Kejadian eksternal 1-2 Analisis ketidakpastian 1-2 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-30 Jumlah (PSA level 1, 2 dan 3) Pusdiklat BATAN

10

11 BAB III ANALISIS 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 awal Setelah 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 Pusdiklat BATAN

12 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 Pusdiklat BATAN

13 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) Pusdiklat BATAN

14 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 kegagalan berikut : Di dalam penyusunan pohon kegagalan dilakukan tahapan sebagai Pusdiklat BATAN

15 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 : 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 3. Analisis diuraikan lebih lanjut sampai kejadian dasar C.2. Penyelesaian analisis pohon kegagalan Didalam 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

16 Tabel 4. Operasi Hukum Aljabar Boolean [9] Aturan Operasi Komutatif A + B = B + A A x B = B x A Asosiatif 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 = A Himpunan Nol A + 0 = A A x 0 = 0 Himpunan Universal A + 1 = 1 A x 1 = A Absorpsi A + (A x B) = A Proses kuantifikasi dan penyederhanaan persamaan aljabar boolean dilakukan dengan perangkat lunak. C.3. Contoh analisis pohon kegagalan Sebagai 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 Pusdiklat BATAN

17 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 Parameter Estimasi nilai parameter diperlukan untuk memberikan harga kegagalan komponen dan kejadia awal. Dimana nilai-nilai tersebut sebagai masukan Pusdiklat BATAN

18 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 Pusdiklat BATAN

19 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) Pusdiklat BATAN

20

21 BAB IV APLIKASI 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 ReaktorRiset Dalam 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-lainnya Pusdiklat BATAN

22 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 Pusdiklat BATAN

23 B. Penyusunan Pohon Kegagalan Sistem Dari 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 Kejadian Aplikasi 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 PSA PSA 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. Pusdiklat BATAN

24 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) Pusdiklat BATAN