Laporan Kerja
Analisis Kesalamatan Probabilistik Reaktor GA Siwabessy
Penelitian ini menyajikan Analisis Keselamatan Probabilistik (PSA) Level 1 untuk Reaktor Serba Guna (RSG) GA Siwabessy. Tujuan penelitian adalah menghitung probabilitas kegagalan sistem keselamatan yang mengendalikan kejadian kecelakaan awal (initiating events), guna mengevaluasi frekuensi terjadinya keadaan teras reaktor dalam kondisi bahaya.
Metodologi PSA yang diterapkan mengacu pada NUREG/CR-2300 (1983), meliputi analisis sistem, penyusunan pohon kejadian (Event Tree), penyusunan pohon kegagalan (Fault Tree), dan kuantifikasi menggunakan simulasi Monte-Carlo. Data laju kegagalan komponen diambil dari catatan operasi reaktor GA Siwabessy, serta sumber internasional seperti IAEA-Austria dan GRS-Jerman, dengan menggunakan distribusi statistik log-normal. Keandalan manusia diperhitungkan setara dengan laju kegagalan komponen.
Analisis berfokus pada enam kejadian awal potensial: transien hilangnya aliran pendingin primer akibat kehilangan daya listrik, transien pada sistem pendingin sekunder, transien reaktivitas, kegagalan katup, kebocoran air kolam reaktor, dan kebocoran pipa penukar panas. Hasil kuantifikasi menunjukkan bahwa frekuensi kejadian puncak (core damage frequency) berada dalam kisaran 10⁻⁴ hingga
| Judul | Edisi | Bahasa |
|---|---|---|
| Laporan Akhir: Analisis Keselamatan Sistem Reaktor TRIGA 2000, TA. 2006 | - | id |