Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis)

dokumen-dokumen yang mirip
Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN

Analisis Pohon Kejadian (ETA)

KESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA

DASAR ANALISIS KESELAMATAN

LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN

EVALUASI KESELAMATAN SAFETY RELATED SYSTEM UNTUK MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR RISET RSG-GAS

ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN

ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

IDENTIFIKASI POTENSI BAHAYA DAN RESIKO K3 PERTEMUAN 3 FIERDANIA YUSVITA KESEHATAN MASYARAKAT, FIKES UEU

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI TERHADAP BAHAYA INTERNAL

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

2 instalasi nuklir adalah instalasi radiometalurgi. Instalasi nuklir didesain, dibangun, dan dioperasikan sedemikian rupa sehingga pemanfaatan tenaga

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

2011, No MEMUTUSKAN: Menetapkan : PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA. BAB I KETENTU

ANALISIS KONSEKUENSI RADIOLOGIS PADA KONDISI ABNORMAL PLTN 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM RADCON

ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA

Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

: PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 5 TAHUN 2007 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN EVALUASI TAPAK REAKTOR NUKLIR

PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG PERIZINAN INSTALASI NUKLIR DAN PEMANFAATAN BAHAN NUKLIR

PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (I)

PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG PERIZINAN INSTALASI NUKLIR DAN PEMANFAATAN BAHAN NUKLIR

Bab 3 IMPLEMENTASI PERTAHANAN BERLAPIS

I. PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

KAJIAN TENTANG PENENTUAN KRITERIA PENERIMAAN PADA ANALISIS KESELAMATAN INNR UNTUK PENINGKATAN PENGAWASAN TERHADAP INNR

FORMAT DAN ISI LAPORAN PENILAIAN KESELAMATAN BERKALA KONDISI TERKINI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN

Badan Tenaga Nuklir Nasional 2012

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

ID ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA

EVALUASI KURIKULUM STTN SEBAGAI PENGANALISIS KESELAMATAN PLTN DALAM MENDUKUNG KEGIATAN TSO

Diterima editor 27 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 30 September 2014

BAB II TEORI DASAR PROSES PENILAIAN KESELAMATAN

2011, No BAB I KETENTUAN UMUM Pasal 1 Dalam Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir ini, yang dimaksud dengan: 1. Reaktor nondaya adalah r

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe

2012, No Instalasi Nuklir, Reaktor Nuklir, dan Bahan Nuklir adalah sebagaimana dimaksud dalam Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Keten

PERHITUNGAN PARAMETER DEPOSISI LEPASAN PRODUK FISI DI PERMUKAAN TANAH TAPAK PLTN

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

KAJIAN TENTANG PENENTUAN KRITERIA PENERIMAAN PADA ANALISIS KESELAMATAN INNR UNTUK PENINGKATAN PENGAWASAN TERHADAP INNR

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR NONDAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 11 TAHUN 2007 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN INSTALASI NUKLIR NON REAKTOR

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PROGRAM PASCASARJANA PROGRAM STUDI MAGISTER TEKNIK SIPIL

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2011 TENTANG DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT UNTUK REAKTOR DAYA

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH

Sigma Epsilon, ISSN

LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA

Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA.

ANALISIS TERHADAP MODEL LEPASAN RADIOAKTIF DAN TINDAKAN PROTEKTIF UNTUK KECELAKAAN POTENSIAL PLTN

2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET

KAJI NUMERIK DAMPAK RADIOLOGIS LINGKUNGAN JANGKA PENDEK AKIBAT KECELAKAAN REAKTOR NUKLIR DENGAN PROGRAM PC COSYMA

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

Oleh Fortries Aurelia Samahi

Diterima editor 8 Januari 2014 Disetujui untuk publikasi 14 Februari 2014

ANALISA KETERLAMBATAN PROYEK MENGGUNAKAN FAULT TREE ANALYSIS

2011, No BAB I KETENTUAN UMUM Pasal 1 Dalam Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir ini, yang dimaksud dengan: 1. Reaktor nondaya adalah r

Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 04-P/Ka-BAPETEN/I-03 TENTANG PEDOMAN PELATIHAN OPERATOR DAN SUPERVISOR REAKTOR NUKLIR

ANALISIS RISIKO PADA FIRST STAGE SEPARATOR DALAM INSTALASI PENGOLAHAN MINYAK MENTAH

KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 05-P/Ka-BAPETEN/I-03 TENTANG PEDOMAN RENCANA PENANGGULANGAN KEADAAN DARURAT

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 6 TAHUN TENTANG DEKOMISIONING INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

FORMAT DAN ISI LAPORAN PELAKSANAAN KEGIATAN DEKOMISIONING. A. Kerangka Format Laporan Pelaksanaan Kegiatan Dekomisioning URAIAN INSTALASI

2015, No Tenaga Nuklir tentang Penatalaksanaan Tanggap Darurat Badan Pengawas Tenaga Nuklir; Mengingat : 1. Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 te

RANCANGAN PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR...TAHUN... TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

FORMAT DAN ISI LAPORAN SURVEI RADIOLOGI AKHIR

BERITA NEGARA. BAPETEN. Reaktor Nondaya. Keselamatan. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

Keselamatan Instalasi Nuklir

ANALISIS DAN EVALUASI RISIKO K3 PERTEMUAN KE 5 FIERDANIA YUSVITA KESMAS, FIKES UEU

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG

TRANSPOR RADIONUKLIDA DALAM SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR SELAMA KECELAKAAN PARAH

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA (PP) NOMOR 63 TAHUN 2000 (63/2000) TENTANG KESELAMATAN DAN KESEHATAN TERHADAP PEMANFAATAN RADIASI PENGION

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2010 TENTANG KESIAPSIAGAAN DAN PENANGGULANGAN KEDARURATAN NUKLIR

Transkripsi:

Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis) D T Sony Tjahyani Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan Pusat Pengembangan Teknologi Keselamatan Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Disampaikan pada National Basic Professional Training Course on Nuclear Safety Jakarta, 19-30 Juli 2004

Materi Kursus Latar belakang PSA dan tujuan kursus Hubungan PSA dan konsep risiko Tujuan, proses dan tahapan PSA Kejadian awal Analisis sistem : analisis pohon kejadian, analisis pohon kegagalan dan data keandalan Kegiatan PSA level 1 pada reaktor riset

Latar Belakang PSA dan Tujuan Materi Th 1975 : US-NRC melakukan studi keselamatan reaktor kajian tentang risiko kecelakaan pada reaktor daya (komersil) di US WASH 1400 Perkembangannya diterapkan pada reaktor riset dan reaktor daya Saat ini diterapkan pada fasilitas nuklir non reaktor Tujuan kursus : memberikan pemahaman konsep dan analisis logika PSA level 1, 2 dan 3

Konsep Risiko Risiko : kombinasi antara konsekuensi dan kemungkinan terjadinya suatu kejadian Konsekuensi : hasil kejadian yang berpengaruh terhadap masyarakat : Jiwa Kesehatan Ekonomi, dll

Konsep Risiko Probabilitas/kebolehjadian : kemungkinan terjadinya suatu kejadian Frekuensi : jumlah terjadinya suatu kejadian persatuan waktu Besarnya konsekuensi Risiko = Frekuensi Satuan waktu Kejadian Satuan Waktu x Konsekuensi Besarnya Kejadian

PSA Dan Konsep Risiko PSA : Sesuai dengan konsep risiko Metoda analitis menjawab 3 hal yaitu : Apakah yang dapat membuat kesalahan Perlu dibuat skenario Kecelakaan Bagaimana kemungkinan terjadinya setiap skenario Harus menghitung frekuensi Apakah Pengaruhnya Menentukan konsekuensi

Tujuan PSA Tujuan : 1. Mengidentifikasi : Kejadian awal (initiating event) Sekuensi kejadian yang mempunyai kontribusi terhadap risiko 2. Menentukan ukuran kuantifikasi dari kontribusi terhadap risiko 3. Menentukan evaluasi konsekuensi yang berpotensi pada sekuensi kecelakaan hipotetik

Tujuan PSA 4. Memberikan keputusan terhadap disain, operasi dan tapak reaktor terhadap risiko 5. Menentukan interaksi antara sistem dan manusia/operator 6. Mengatasi kecelakaan dasar disain dengan kegagalan beruntun (multiple failure)

Proses PSA Kegiatan PSA : 1. Menemukan titik lemah pada saat kecelakaan parah (severe accident) 2. Memberikan hasil kuantitatif untuk penunjang pengambil keputusan 3 level PSA

Proses PSA PSA level 1 (analisis sistem) : Isi analisis : Melihat semua pemicu (initiator) kecelakaan Tanggapan/respon dari sistem/operator Hasil : Frekuensi teras meleleh Jenis kontribusi terhadap teras meleleh

Proses PSA PSA level 2 (analisis kontainmen) : Isi analisis : Frekuensi kegagalan kontainmen Modus kegagalan komponen Hasil : Kategori pelepasan dari kontainmen Frekuensi pelepasan dari kontainmen

Proses PSA PSA level 3 (konsekuensi radiologi) : Isi analisis : Konsekuensi kesehatan terhadap masyarakat Konsekuensi terhadap lingkungan Hasil : Perkiraan risiko pada masyarakat Perkiraan risiko secara ekonomi

Tahapan PSA level 1 1. Identifikasi dan pengelompokan kejadian awal termasuk pemicu berdasarkan kecelakaan dasar disain pengalaman operasi 2. Menentukan kriteria sukses berdasarkan analisis keteknikan engineer bidang mekanik dan komputer 3. Pembuatan model sekuensi kecelakaan pohon kejadian (event tree) dan pohon kegagalan (fault tree) engineer untuk sistem, pengalaman operasi & perawatan, ahli pembuat model PSA

Tahapan PSA level 1 4. Estimasi parameter (misal : laju kegagalan komponen) ahli statistik, ahli keandalan manusia atau ergonomik 5. Kuantifikasi sekuensi kecelakaan ahli PSA 6. Dokumentasi dan evaluasi hasil

Tahapan PSA Level 2 1. Evaluasi kecelakaan kerusakan teras parah : Fenomena dari proses pelelehan teras Respon kontainmen terhadap perubahan struktur berdasarkan analisis struktur 2. Mengidentikasi dan mengkuantifikasi fenomena fisis kecelakaan parah 3. Menentukan hasil : Probabilitas jenis kegagalan kontainmen Waktu dari kegagalan kontainmen Fraksi dari radionuklida yang dilepaskan ke udara (source term)

Proses Pelelehan Teras Pada Kontainmen

Pelepasan Produk Fisi Selama Kecelakaan

Transpor Produk Fisi Dan Proses Disposisi Secara Alami condensation stefan flow steam aerosol diffusion chemisorption condensation vapor aerosol impaction thermophoresis sedimentation

Pengurangan Inventori (Radionuklida) Ke Lingkungan Selama Transpor

Hubungan PSA level 1 dan 2

Pengertian dari CET (Containment Event Tree) Kejadian Awal, Keg. sistem Tindakan op. Level 1 Level 2 Teras rusak Integritas Kontainmen Pelepasan Produk fisi Ke lingkungan

Tahapan PSA level 3 Analisis tentang model proses transpor radionuklida setelah lepas dari kontainmen : Model deposisi dan transpor di udara Paparan radiasi yang diterima langsung Paparan radiasi dari source term dengan model plume Luas daerah kontaminasi Lamanya waktu paparan

Tahapan PSA level 3 Pathway model Jalan yang ditempuh radionuklida masuk ke dalam tubuh manusia Dosis yang terakumulasi dalam tubuh manusia Model yang membawa pengaruh terhadap kesehatan Fatal dan luka yang diharapkan terjadi dalam 1 tahun (acute health effect) Kanker yang diharapkan membawa kematian yang terjadi selama hidup (late health effect)

Tahapan PSA level 3 Model yang berhubungan dengan faktor konsekuensi lainnya : Distribusi populasi Respon terhadap kedaruratan Pengaruh ekonomi

Tenaga Yang Dibutuhkan Dalam PSA (Berdasarkan NUREG/CR-2300) Tugas PSA Level 1 Perkiraan Tenaga (OB) Pengumpulan Informasi awal 1-2 Penyusunan pohon kejadian dan model sistem 29-38 Analisis prosedur dan keandalan manusia 2-3 Pengembangan data 5-6 Kuantifikasi sekuensi kecelakaan 9-12 Kejadian eksternal * 14-18 Analisis ketidakpastian 3-4 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-3 J u m l a h 51-86

Tenaga Yang Dibutuhkan Dlm PSA (Berdasarkan NUREG/CR-2300) PSA Level 2 Tugas Perkiraan Tenaga (OB) Analisis proses fisis 15-137 Analisis pelepasan radionuklida dan transport 5 20 Kejadian eksternal 3 4 Analisis ketidak pastian 2 8 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-30 J u m l a h (PSA level 1 & 2) 78-285

Tenaga Yang Dibutuhkan Dlm PSA (Berdasarkan NUREG/CR-2300) PSA Level 3 Tugas Analisis transport ke lingkungan dan konsekuensi Perkiraan Tenaga (OB) 3 4 Kejadian eksternal 1-2 Analisis ketidak pastian 1 2 Pengembangan dan interpretasi hasil 2-30 J u m l a h (PSA level 1, 2 & 3) 84-295

Kejadian Awal Setiap potensi terjadi yang dapat mengganggu jalannya operasi Dikuantifikasi dengan frekuensi Terjadi pada : Reaktor padam (shut down) Daya rendah Daya penuh PSA pada umumnya

Kejadian Awal Jenis: Internal : LOCA dan transient Eksternal : Bencana alam, jatuhnya pesawat, teroris, dll Hal yang dilakukan : Identifikasi secara komprehensif, pemicu yang mengganggu jalannya operasi Pengelompokan kejadian awal yang sama berdasarkan respon system Kuantifikasi masing-masing kategori kejadian awal

Kejadian Awal Pengelompokan kejadian awal : Kejadian awal yang teridentifikasi : Identifikasi sistem keselamatan untuk mencegah kerusakan teras Identifikasi sistem pada plant yang diperlukan sebagai fungsi keselamatan Pengelompokkan kejadian awal pada satu kategori untuk kejadian awal yang memerlukan respon yang sama dari plant

Kejadian Awal Pengelompokkan Analisis pohon kejadian (Event Tree Analysis) dilakukan secara berulang dengan memperhatikan : Semua sekuensi kecelakaan sudah dimasukkan dan jelas Tidak ada sekuensi kecelakaan yang overlapping Setiap pohon kejadian berlaku untuk semua kejadian awal dalam satu kelompok