P/'oceedings Seminar lleaktor Nuklir dalum Penelitia.n Sail/.8dun Teklwlagi MenuJu Era Tinggal Landas

Bandung, 8- 10 Oktober 1991PPTN - BATAN

PENENTUAN KEBOLEHJADIAN KESALAHAN MANUSIA PADAPENGOPERASIAN SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG GA

SIWABESSY

Syarip *), M.Salman Suprawardhana *), Alim Tarigan **)*) Bid. Reaktor, Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional

**) Bid. Operasi Reaktor, Pusat Reaktor Serba Guna Serpong - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAKPENENTUAN KEBOLEHJADIAN KESALAHAN MANUSIA PADA PENGOPERASI­

AN SISTEM PENDINGAN KOLAM RSG GA SIWABESSY.Telah dilakukan suatu analisisuntuk mengkuantifikasikan kebolehjadian kesalahan manusia di dalam pengoperasian sis­tern pendingin kolam RSG GA Siwabessy. Tindakan operator dianggap terdiri dari tiga faseyaitu fase diagnosis (dan keputusan untuk bertindak), fase tindakan dan fase pemulihan(pulih kembali jika fase tindakan gaga!). Kebolehjadian kesalahan manusia atau operatordihitung dengan menggunakan metode pohon kejadian kesalahan manusia.Data yang digu­nakan di dalam analisis ini, diturunkan dari "Handbook for Human Reliability Analysis withEmphasis on Nuclear Power Plant Applications" NUREG-1278. Hasil analisis menunjukkanbahwa besarnya kebolehjadian kesalahan manusia pada pengoperasian sistem pendinginkolam RSG GA Siwabessy, bervariasi antara 10,2sampai 10-4•

ABSTRA-CT.HUMAN ERROR PROBABILITYQUANTIFICATION IN THE OPERATION OF REAC­

TOR POOL COOLING SYSTEM OF RSG GA SIWABESSY. Quantification of human errorprobabilities in the operation of reactor pool cooling system of RSG GA Siwabessy, has beendone. The operator action is modelled to consist of three phases: diagnosis (and decision toact), action and recovery (when the action phase fails). Human error probability (HEP) iscalculated using human error event trees methods or Techniques for Human Error RatesPrediction or THERP. Data used in this analysis are derived from NUREG CR-1278, "Hand­book for Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications".The analysis results show that the quantification ofHEP in the system varies from 10.2up to10,4.

P'ENDAHULUAN

Analisis kebolehjadian kesalahan manusiaatau analisis kesalahan manusia adalah suatumetode untuk memperkirakan dan mengkuan­tifikasikan kesalahan manusia. Metode analisiskeandalan manusia yang sering digunakan pa­da umumnya di dalam studi keselamatan berda­s,arkan kebolehjadian atau Pl'obahilistic SafetyStudies (PSA) untuk reaktor nuklir adalah7'ehniques for Human Errol' Rate Predictionatau THERP.

Di dalam makalah ini THERP digunakanuntuk mengkuantifikasikan kesalahan manu­s ia pada pengoperasian sistem pendingin kolamreaktor GA Siwabessy (RSG GAS). Walaupunsistem pendingin kolam tidak termasuk dalams istem proteksi reaktor, namun pada akhirnyas istem ini harus bisa beroperasi dengan baikuntuk memindahkan bahang peluruhan baik

dalam kondisi normal shut-down maupun daru­rat. Pengoperasian sistem pendingin kolamdinyatakan gagal apabila dalam interval waktu10 jam operator gagal menghidupkan sistempendingin kolam.

Untuk memperoleh hasil perhitunganyangkonservatif, dipilih nilai kebolehjadian kesalah­an manusia atau human errorprobability (HEP)rerata dari distribusi lognormal. Hal ini berartinilai median HEP pada sumber data yaituNUREG OR 1278, diubah menjadi nilai HEPrerata.

DASAR TEORI

Model kebolehjadian kesalahan mall usia

Sesuai dengan THERP untuk mengkuan­tifikasikan kebolehjadian kesalahan manusiamaka dibuat suatu model. Dalam hal ini setiap

125

Proceedings Seminal" Reoktol' Nuldil' dalam Penelitian Sainsdon Teklwlogi MelLliju Era Tinggal Landas

tindakan manusia atau operator dianggap ter­diri dari tiga fase yaitu:a. fase diagnosis (dan keputusan untuk ber­

tindak)b. fase tindakanc. fase pemulihan atau pulih kembali jika fase

tindakan gagalPohon kejadian dari kesalahan manusia dilu­kiskan pada GambaI' 1 sebagai berikut:

1-QT SuksesI 1-QD 1-QRSuksesQT GGagal

QD Gagal

GambaI' 1. Pohon kejadian kesalahan manusia

Jika kebolehjadian kegagalan untuk masing­masing fase adalah:QD = kebolehjadian kegagalan dari fase diag­

nOSiS

QT= kebolehjadian kegagalan dari fase tindak­an

QR = kebolehjadian kegagalan dari fase pemu-lihan

maka:Sistem gagal = QD + (1 - QD)QTQRSistem sukses = (1 - QD)(1- QT) + (1 - QD)

(1 -QR)QT. Kebolehjadian kesalahan manusia (REP)

dihitung berdasarkan sistem gagal yaitu:. REP = QD= (1 - QD)QTQR

untuk kondisi tertentu (1 - QD) = 1 , sehinggapersamaan di atas dapat disederhanakan men­jadi:

REP = QD+ QTQRSumber data da" asumsi-asumsi

Sumber data dan asumsi yang diambil da­lam analisis ini adalah sebagai berikut:

Bandung, 8 - 10 Uktober 19£11PPTN - BAT AN

a. Data-data REP diturunkan dari NUREGCR- 1278, Handbooh for Human ReliabilityAnalysis with Emphasis on Nuclear PowerPlant Applications.

b. Selama fase diagnosis dianggap bahwa sua­tu tambahan atau bantuan operator dari 1'1­

ar ruang kendali (second crew) akan tersediadalam waktu 5 menit.

c. Selama fase tindakan dianggap tidak adabantuan operator dari luar ruang kendali.Sedangkan pada fase pemulihan dianggaptersedia dua orang operator dengan depen­densi yang cukup (moderat) diantara merl;!­ka, satu orang membaca juklak untuk kea­daan darurat sementara operator kedua ml3­laksanakn tindakan yang diperlukan.

d. Operator dianggap telah terlatih dan ber­pengalaman dengan pengalaman lebih darienam bulan.

e. Tidak ada deviasi stereotype.f. Tingkat stress dari operator dianggap mode­

rately high stress. Ral ini berarti nilai REPdikalikan dengan faktor 2 untuk tugas-tugasbertahap dan dikalikan dengan faktor 5 un­tuk tugas-tugas dinamik.

Data-data kebolehjadian kesalahan manu­sia yaitu REP median dari NUREG CR-1278dikonversi menjadi REP rerata dari distribusikebolehjadian lognormal. Rasil konversi tercan­tum pada Tabe11 dan 2.

Tabel1. REP untuk kesalahan diagnosis ( dariNUREG CR-1278 dengan tingkat stress mode­rately high)

Waktu sesudahSimbol

kejadian awalREP rerata(menit)

Ql

304,2 x 1O-:~

Q2

402,0 x 10-3

Q3

608,8 X 10-4

Q4

15008,8 x 10-5

Sebagai contoh mengkonversi REP medianmenjadi REP rerata adalah sebagai berikut:- Dari Tabel 2 pada tabel NUREG CR-1278,

13-3, kesalahan komisi dalam mengoperasi­kan sistem kendali manual atau salah me­milih kendali pada panel yang terdiri atassusunan panel at au deretan kendali yang

126

Proceedings Seminal' Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsda.'LTeklwlogi Menuju Era 'lYnggal La.ndas

Tabel 2. HEP untuk kesalahan tindakan ope­rator

TabelHEPSimbol

UraianNUREG-rerata1278

Q5

Kesalahan omisi15 - 37,2xl0-3Q6

Kesalahan komisi13 - 32,2x10-3Q7

Kesalahan baca-11 - 33,Ox10-2catat Q8

Kesalahan baca-11- 42,4xlO·3

periksa Q9Gagal menang-11 - 131,3x10-2

gapi annunciator jika terjadi alarm

serupa adalah HEP = 0,001 dengan faktorkesalahan (error factor) EF = 3.

- Nilai HEP = 0,001 adalah nilai median untuk5 - 95% confident limit dengan faktor kesa-

Bandllng, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BA1'AN

JNA30. Setiap sistem pendingin kolam reaktornormal maupun shut down mampu memindah­kan bahang sebesar 63 kW pad a suhu kolam50°0 dan suhu udara luar 36°0.

Dalam acuan [1] dijelaskan bahwa air ko­lam reaktor dapat mengabsorpsi bahang pelu­ruhan untuk perioda lebih dari 10jam sehinggasistem kontrol pendingin kolam tidak dikaitkandengan sistem keselamatan. Sistem pendinginkolam terdiri dari 3 buah rangkaian masing­masing mempunyai kapasitas 100% atau 3 x100%dengan disain satu rangkaian untuk ope­rasi, satu rangkaian selalu dalam kondisi siaga,satu rangkaian dapat dalam keadaan tidaktersedia oleh karena perawatan, perbaikan dll.Ketiga sistem tersebut di atas identik satu sarnalain dan bebas atau tidak bergantung satu sarnalain. GambaI' diagram satu sistem pendingindarurat dapat dilihat pada GambaI' 2 dan 3.

Skema kontrol kecelakaan kehilanganpendingin primer

lahan atau batas ketidakpastian EF = 3,berarti : (1)

. 3batas atas u = 0,001 x 3 x 95% = 2,85x10-ba.tas bawah 1 = 0,001/3 - (0,001/3 x 5%) =

3,13x10-4

Level air minimum

(5) I Hidupkan sistem pendingin kolam

GambaI' 3. Skema kontrol kecelakaan dan startup

10U_lOI -3- HEP rerata = _ ... _ = 1,1 x 10

untuk moderately high stress:- HEP rerata = 2 x 1,1.10-3 = 2,2x10-3

DISKRIPSI SISTEM PENDINGIN KOLAMREAKTOR GA SIWABESSY

Sistem pendingin kolam merupakan ba­gian dari sistem pendingin teras reaktor GASiwabessy yang berfungsi untuk membantu me­mindahkan panas sisa atau panas keseluruhansetelah reaktor shut-down. Pendinginan terasdilakukan dengan sistem pendingin primer danpendingin sekunder. Dalam keadaan operasinormal sistem pendingin primer dan sekunderdidisain mampu untuk mempertahankan integ­ritas bahan bakar.

Sistem pendingin kolam reaktor dapat di­operasikan baik dari ruang kendali utama mau­pun dari ruang kendali darurat. Sistem pen­dingin kolam reaktor terdiri dari 3 buahrangkaian yaitu rangkaian JNA10, JNA20 dan

. (2) dan (3)

(4)

(6)-(17

Isolasi kebocoran

Prosedur pengisian/refilling

127

ProceedilLgs SemirlCl.r Reaktol' Nuldir dalam PefLelitiulL SCLilLS

dart TeknckJgi MertZ/jll Era TilLggnj Lal£d!l8l3andung, 8·10 OkuJber 199J

PPTN· BATAlI'

I

I

II

" ~o ~,...co CO, zu.. ZC

, ...•u ffi ....cHL._ ---0

0 •."0CoZG."u

~g OM

~~j. 1.,u ., C

~~:~.w,. ,> 0(11'"0

Cc!Jc

r-" . ·····Yi... I cOI

L.~\...-.--..... -.----._I)1

I 0..,

~I:~.,c

~ • $2(11~> c~ I

~. ;11

I~.:i~·°1~JL =t I

I

I

I

I

ooy~oCI-~u

,

0_~ •...CoZc"c~ ....•.co '::l1lIZC..,c

~sOffi'-CoZI­.,u

128

Proceedings Seminar Reahtor Nuhlir dalam Penelitian Sainsdan Tehnologi Menllju Era Tinggal Lamias

Sistem pendingin darurat terdiri dari rang­kaian pompa, katup, penukar panas, blower danberbagai alat ukur. Panil pengukuran laju alir­an (JNAlO CFOOl, JNA20 CFOOl dan JNA30Gl"OOl)suhu JNA10 CT001,JNA10 CT002 dile­takkan di ruang kendali utama dan ruang ken­dali darurat. Sedangkan panil pengukurantekanan JNAlO CPOOl,JNA10 CP002 terdapatdi ruang kendali utama. Bahang dari kolamreaktor yang diambil oleh sistem kolam pendi­ngin di sekeliling dinding kolam melalui penu­1mI' panas JNA10-BC002, JNA20-BC002 danJNA30-BC002 dibuang ke lingkungan dengansistem pendingin JNA10-BC001, JNA20­BC001, JNA30-BC001 dan pompa JNAlO­AP001, JNA20-AP001, JNA30-APOOl diletak­kan di atas atap gedung reaktor. Semua kompo­nen didisain tahan terhadap gempa bumi. Ring­kasan data teknis komponen atau kondisi saatoperasidan pengesetan dasardapat dilihat padaTabel 3 dan 4.

Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BATAN

sistem pendingin. Dalam hal ini peristiwa yangmemerlukan sistem pendingin kolam berope­rasi dengan baik adalah peristiwa kehilanganpendingin primer (bukan kehilangan air) danperistiwa kehilangan pelepas panas utama (lossof main heat sink).Diagram aliI' dari kedua pe­ristiwa tersebut dan bagaimana peranan darisistem pendingin kolam disajikan pada GambaI'2.

Peristiwa atau kejadian tersebut di atasyang diperkirakan mungkin terjadi sesuai de­ngan skenario seperti yang diuraikan padapustaka [2]yaitu kecelakaan dalam batas-batasdisain. Skenario tersebut meliputi kejadian a­wal kebocoran di luar valve chamber, kebocoranantara kolam dan katup isolasi primer, dan ber­kurangnya air pendingin yang diakibatkan olehkegagalan. Teljadinya kebocoran antara kolamreaktor dan sistem katup isolasi primer, meng­akibatkan level ketinggian air kolam turun, re­aktor akan scram secara otomatis, pompa pri-

Tabel 3. Daftar kondisi/status komponen sistem pendingin kolam

Operasi dengan sistem JNAlO

Sistem/komponen

KodeKondisi

Katup setelah HE BC02

JNAlOAA01TerbukaKatup sebelum filter

JNAlOAA02TerbukaKatup sebelum pompa

JNA10 AA03TerbukaKatup sesudah pompa

JNAlO AA04TerbukaKatup sesudah HE BC01

JNA10 AA05TerbukaKatup sesudah HE BCOl

JNA10 AA06TerbukaKatup penguras

JNA10 AA07TertutupKatup pengisi

JNA10 AA08TertutupPompa katup pembuang udara

JNA10 AA09TertutupPompa katup penguras

JNA10 AA10TertutupKatup pembuang udara

JNAlO AAllTertutupKatup sebelum indikator P

JNAlO AAl3TerbukaKatup sebelum indikator P

JNAlOAA14TerbukaSaklar

JNAlOMati

ANALISIS DAN KUANTIFlKASI KESA­LAHAN MANUSIA

Kuantifikasi kebolehjadian kesalahan ma­nusia atau operator pada sistem pendingin ko­lam, ditentukan berdasarkan skenario teljadi­nya beberapa peristiwa kejadian awal pada

mer mati dan akhirnya ketinggian air yang ma­sih ada di dalam kolam mencapai +7,5 m. Padaakhirnya panas peluruhan di dalam reaktor ha­rus didinginkan oleh sistem pendingin kolam.Demikian halnya untuk kebocoran dan berku­rangnya air pendingin akibat kegagalan katup.

129

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsdan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal La-ndas

Tabel 4. Daftar pengesetan dasar

Bandung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BAT AN

Operasi dengan sistem JNAlO

Sistem/komponen

KodePengesetan

Pompa pengatur aliran

JNAlO CFOOl28 m3 / h

Kontrol tekanan/pembuang

JNAlO CPOI> 1,5 barKontrol pengisap tekanan

JNAlO CP02> 0,5Kontrol suhu

JNAlO CT002< 45°CKontrol suhu

JNAlO CTOOI> 20°C < 60 °CKontrol suhu

JNAlO CT003> 20°C < 60 °CKeadaan alarm: Laju aliran terlalu rendah

JNAlO CFOOllow20 m3 / h

Suhu terlalu tinggiJNAIO CFOOIhigh45°C

Jika sistem pendingin kolam diperlukanuntuk beroperasi maka terjadi urutan operas i­onal sebagai berikut:- kondisi sistem katup harus sesuai dengan

pengesetan dasar (lihat Tabel 3).- untuk sistem operasi JNAIO, lakukan elweh

list:- periksa tekanan JNAlO CPOOI >0,5 bar- saklar JNAlO, nyala- periksa aliran JNAlO CFOOl,28 m3/jam- periksa tekanan JNAlO CP002 >0,5 bar

- untuk mematikan JNAlO, saklar JNAlO ma-ti.

Dalam hal teljadi kelainan pada laju aliranatau suhu air dari sistem pendingin kolamyangmelebihi batas yang telah ditetapkan maka a­kan terjadi alarm di ruang kendali utama(RKU). Apabila kontrol aliran JNAlO CFOOllebih kecil dari 20 m3/jam akan teljadi alarm diRKU, operator bertindak menghentikan dengan(released) melalui tombol indikator aliranJNAlO CFOO1.Konsekuensinya pompa JNAlOAPOI mati. Langkah berikutnya adalah ope­rator memindahkan sistem JNAIO atau JNA30dan memeriksa posisi katup-katup sesuai de­ngan daftar pengesetan dasar (lihat Tabel3 dan4). Kemudian memeriksa tekanan pada sistemmelalui indikator CPOOl dan CP002 > 0,5 bar,jika diperlukan tambahkan air dan venting ata umengeluarkan udara dari sistem.

Demikian pula apabila suhu pada JNACT002 terlalu tinggi yaitu >45°C akan teljadialarm di RKU. Tindakan operator adalah meng­hentikan alarm / released indikator suhu JNA

CT002, dalam hal ini tidak ada konsekuensiterhadap sistem. Langkah selanjutnya operatormemindahkan sistem JNAlO ke sistem JNA20atau JNA30. Memeriksa kondisi operasi dariblower ANOI dan AN02, memeriksa tekanansistem dan jika diperlukan menambah air danventing.

Berdasarkan skenario dan uraian di atasmaka pada sistem pendingin kolam RSG GASiwabessy hanya ada dua kemungkinan jeniskesalahan manusia, yaitu:1. Kegagalan menempatkan kembali kompo­

nen-komponen pada posisi yang benar se~;u­dah pengujian dan pemeliharaan.

2. Kegagalan di dalam melaksanakan tindakanyang harus dikerjakan selama misinya (khu­susnya kegagalan di dalam melakukan tu­gas memeriksa dan menjaga kondisi operasisistem/ penambahan air dan venting).

Oleh karena sistem pendingin kolam selaludiuji pada jalur utama artinya di dalam eheehlist untuk start up reaktor, sistem pendinginkolam harus dioperasikan/stand by, maka 5e­tiap kesalahan menempatkan kembali kompo­nen- komponen pada posisi yang benar sesudahpengujian dan pemeliharaan dapat dengan mu­dah dikoreksi. Sehingga kesalahan jenis per­tama tersebut di atas dapat diabaikan. Untuksuksesnya sistem pendingin kolam akhirnya di­perlukan tindakan operator untuk melaksana­kan tugas pemeriksaan/baca periksa dan mela­kukan venting serta penambahan/pengisian airdalam sistem tersebut apabila diperlukan, un­tuk menjaga kondisi operasi sistem.

130

Proceedings Seminar Reuktor Nllklir dalum Penelitian Sainsdun TekTwlogi MeTwjll Era 1'inggul Lundas

Kuantifikasi kebolehjadian kegagalan tin­dakan operator tersebut di atas dapatditentukan dengan mengambil asumsi sebagaiberikut:- Dua orang operator telah tersedia dan akan

mengikuti prosedur yang telah ditentukan .- Dalam prosedur darurat setiap langkah telah

ditentukan.Dengan asumsi tersebut maka dapat dipostu­lasikan bahwa kesalahanOkesalahan diagnosisdapat diabaikan, tetapi untuk perhitunganyang lebih konservatif diambil besarnya HEPdiagnosis sesudah satu jam kejadian awal ya­itu:

QD = 8,8.10-4(Q3 pada Tabel 5)

Bar~dung, 8- 10 Oktober 1991PPTN - BATAN

-Melakukan tugas pengisian air pada sistemdan venting jika diperlukan sesuai denganurutan seperti yang tercantum pada Tabel 5.

Kegagalan dari ketiga tindakan tersebut diatas memberikan 3 kesalahan omisi dan 3kesalahan komisi yaitu (Tabel 2):

- 3 kesalahan omisi = 3 Q5 = 2,2x10-2- 3 Kesalahan komisi = 3 Q6 = 6,6xlO-3

Sehingga total kesalahan tindakan untuk saturangkaian sistem (JNA10) adalah QT =2,9x10-2.

Pada fase pemulihan dimungkinkan ada 3cara pemulihan yaitu:- Operator mempunyai dan mengikuti lang­

kah-Iangkah prosedur untuk memeriksaf

Tabel5. Daftar chech-list dari pengesetan dasar untuk pengisian sistem JNA10

Sistem/komponenKodeKondisi

Pompa katup pembuang udara

JNA10 AA09TerbukaKatup pembuang udara

JNA10 AAllTerbukaPlug HE

-Terbuka

Katup pengisiJNA10 AA08Terbuka

jJika air keluar dari katup pembuang udara :Pompa katup pembuang udara

JNA10 AA09TertutupKatup pembuang udara

JNA10 AAllTertutupPlug HE

-Tertutup

Katup pengisiJNA10 AA08Throtle

1'ekananJNA10 CP0010,8 bar

Katup pengisiJNA10 AA08Tertutup

Hidupkan sistem dan tunggu 10 menit

Matikan vent dan isi sampai 0,8 bar lagi

Oleh karena dua orang operator yang ter­libat dan dianggap moderately dependence ma­ka:

( 1 + 6 Q3 )QD = Q3 7 = 1,26 X 10-4Fase tindakan dapat dikuantifikasikan se­

bagai berikut:- Menghidupkan sistemfsaklar JNA10 nyala.- Memeriksa fmembaca kondisi pengesetan da-

sar dari kontrollaju aliran, kontrol tekanandan suhu sesuai dengan kondisi seperti padaTabel 4.

meneliti kesempurnaan tugas-tugasnya.-Alarm akan berbunyi yang menandakan ting­

ginya suhu air jika tindakan operator tidakdilaksanakan dengan benar ..

- Memeriksa sistem katup sesuai dengan kon­disi seperti yang tercantum pada Tabel 3.

Pada pemulihan cara pertama akan terjadidua model kesalahan yaitu kesalahan omisi dankesalahan baca periksa dari langkah prosedur,sehingga:

131

ProCEedings Seminar Reaktvr Nuklir da.lam Penelitian Sainsdo.n Tekrwlogi Menu)u Era Tinggal Landas

Demikian pula pada kemungkinan cara pemu­lihan yang kedua dan ketiga akan ada duakemungkinan kesalahan yang terjadi yaitu ke­gaga Ian dalam menanggapi annunciator dankegagalan dalam melaksanakan tindakan de­ngan benar:

( 1 + 6 Qg ) ( 1 + 6 Q6 )QR2=Q9 7 +Q6 7 =2,3x10-3

Total kegagalan pemulihan QR = 3,8xlO-3Dengan demikian total kebolehjadian kesa­

lahan manusia/operator dalam sistem pendi­ngin kolam adalah :

HEP = QD+ (1-QD)QTQR=1,26x10·4 + (1-1,26x10-4) 2,9xlO-23,8x10·3= 2,36 x 10-4

KESIMPUlAN

Dari analisis/uraian di atas dapat disim­pulkan bahwa besarnya kebolehjadian kesalah­an manusia/operator pada pengoperasian sis­tem pendingin kolam RSG GASiwabessy adalah

DAFTAR PUSTAKA

Bandung, 8 - 10 Oktvber 19mPPTN - BATAN

2,36x10-4 setiap misinya. Dari ketiga fase tugasoperator pada pengoperasian sistem tersebutternyata besarnya kebolehjadian kegagalan pa­da fase tindakan memberikan kontribusi ter­besar yaitu sebesar 2,9x10-2.Berdasarkan ana­lisis pohon kegagalan yang telah dilakukan un­tuk sistem pendingin kolam [3] besarnya nilaikebolehjadian tersebut hanya akan memberi­kan kontribusi sebesar 25% terhadap kejadianpuncak "Kegagalan Sistem Pendingin Kolam".Dengan demikian ditinjau dari segi kesalahanmanusia maka sistem pendingin kolam RSG GASiwabessy cukup andal.

UCAPAN TERIMAKASIH

Pada kesempatan ini penulis mengucap­kan terimakasih dan penghargaan yang seting­gi-tingginya atas bantuan dan kerja sama selu­ruh operator dan supervisor reaktor RSG GASiwabessy demikian pula kepada seluruh stafPRSG.

1. Badan Tenaga Atom Nasional, Multipurpose research reactor GA Siwabessy analysis report,(September 1989).

2. Suprawardhana, M.S., dkk., Analisis kejadian tidak terdinginkannya teras RSG GA Siwabe~3­sy, Seminar Teknologi Nuklir di PPTN BATAN(Oktober 1991).

3. Suprawardhana, M.S., dkk, Pohon kegagalan sistem pendingin kolam reaktor RSG GAS ,Makalah Seminar Penelitian Dasar dan Iptek Nuklir, PPNY (Mei 1991)

4. SWAIN, A.D., Handbook for Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear PowerPlant Applications, NUREG CR-1278, US NRC (August 1983).

132