PEMODELAN KEANDALAN SISTEM PENDINGIN PRIMER UNTUK ESTIMASI PROBABILITAS KEJADIAN KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN UNTUK REAKTOR RISET RSG-GAS

ABSTRAK
PEMODELAN KEANDALAN SISTEM PENDINGIN PRIMER UNTUK ESTIMASI
PROBABILITAS KEJADIAN KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN UNTUK REAKTOR
RISET RSG-GAS. Metoda Probabilistic Safety Assessment (PSA) merupakan metoda standar yang
sangat sering dipakai dalam mengevaluasi keselamatan instalasi nuklir seperti reaktor daya dan
reaktor riset. Langkah pertama dalam metoda PSA adalah menentukan kejadian pemicu yang dapat
memicu sederetan kemungkinan kecelakaan yang mempunyai dampak mulai dari yang paling tidak
signifikan sampai kepada yang paling signifikan. Salah satu contoh kejadian pemicu yang krusial
dan berpeluang terjadi dalam pengoperasian reaktor riset adalah Kejadian Kehilangan Aliran
Pendingin. Kejadian ini perlu diantisipasi secara baik agar tidak mengarah kepada kecelakaan yang
berdampak terhadap keselamatan. Salah satu cara untuk mengantisipasi kejadian ini adalah dengan
mengetahui probabilitas dan penyebab utama kejadian. Karena kejadian ini pada dasarnya adalah
kegagalan Sistem Pendingin Primer pada saat reaktor sedang beroperasi, untuk mengetahui
probabilitas dan penyebab utama kejadian, maka perlu dilakukan pemodelan keandalan untuk sistem
tersebut. Dalam makalah ini dilakukan pemodelan keandalan Sistem Pendingin Primer pada reaktor
riset RSG-GAS dengan menggunakan Metoda Analisis Pohon Kegagalan. Metoda ini merupakan
metoda yang paling luas dipakai untuk menghitung probabilitas dan menginvestigasi komponen
kritis penyebab kegagalan sistem. Dari hasil analisis diperoleh nilai probabilitas kejadian sebesar
5,57E-4. Kejadian dasar Sumber Daya Listrik Trip dan Penyumbatan Pada Saluran Penukar Panas
merupakan penyebab potensial kejadian.
Kata kunci: PSA, Kejadian Pemicu, Model Keandalan, Metoda Analisis Pohon Kegagalan, RSGGAS

ABSTRACT
RELIABILITY MODELING OF PRIMARY COOLING SYSTEM FOR ESTIMATING
PROBABILITY OF LOSS OF COOLING FLOW IN RESEARCH REACTOR RSG-GAS.
Probabilistic Safety Assessment (PSA) is a standard method which is often used in evaluating the
safety of nuclear installations such as power reactors and research reactors. The first step in the
PSA is to determine the initiating event that can initiate a series of possible accidents that have
effects ranging from the most insignificant to the most significant. One example of an inititiating
event that is crucial and likely to occur in the operation of research reactors is the loss of coolant
flow. This event should be anticipated as well in order not to lead to accidents that have an impact
on safety. One way to anticipate this event is to know the probability and the main cause of the
incident. Because this event is basically a failure of the Primary Cooling System at the time of the
reactor is operating, to determine the probability and the main cause of the incident, it is necessary
to perform the system reliability modeling. In this paper, the reliability modeling of the Primary
Cooling System in the research reactor RSG-GAS were done by using Fault Tree Analysis Method.
This method is the most widespread method used to calculate the probability and investigate the
critical components that cause the system failure. From the analysis results, it was get the
occurrence probability of the event of 5.57E-4. Basic events of Electric Power Trip and Blockage in
the Heat Exchanger channel are the potential cause of the incident.
Keywords: PSA, Initiating Event, Reliability Modeling, Fault Tree Analysis Method, RSG-GAS