JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
PENGARUH DAYA DAN DURASI OPERASI REAKTOR TERHADAP KONSENTRASI 3H DAN 14C DI AIR SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS
Get PDFTelah dilakukan penelitian terhadap pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS. Keberadaan nuklida 3H dan 14C di dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS merupakan hasil produk fisi dan aktivasi. Nuklida radioaktif ini mempunyai potensi bahaya radiasi interna dan eksterna, karena mempunyai umur paro yang panjang yaitu 12,26 tahun untuk 3H dan 5568 tahun untuk 14C, sehingga mempunyai dampak radiologis yang sangat berarti. Analisis dan pengukuran contoh cuplikan air pendingin primer dilakukan dengan menggunakan alat LSC (Liquid Scintillation Counter). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi nuklida 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer, korelasi konsentrasi kedua nuklida dengan komponen sistem reaktor yang berkaitan dengan penuaan komponen, dan estimasi penerimaan radiasi terhadap pekerja radiasi di reaktor RSG-GAS dalam kaitan dengan keselamatan daerah kerja dan keselamatan personil. Hasil penelitian menunjukkan bahwa besarnya konsentrasi 3H dan 14C di air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS sebanding dengan daya yang dibangkitkan dan durasi operasi reaktor. Pertambahan konsentrasi 3H dan 14C di kolam reaktor RSG-GAS yang pesat setelah lima tahun pertama operasi reaktor diperkirakan karena intensitas pengoperasian reaktor yang tinggi, dan adanya proses akumulasi nuklida yang mempunyai umur paro yang panjang. Hasil penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk mengkaji keselamatan operasi reaktor, keselamatan personil, keselamatan kerja, dan proses penuaan reaktor.Kata kunci : air pendingin primer, 3H, 14C, reaktor RSG-GAS The influence of reactor power and operation duration on concentration of 3H and 14C in primary coolant water system RSG-GAS reactor has been studied. The existence of nuclides 3H and 14C in primary coolant system RSG-GAS reactor is a result of fission product and activation. These nuclides have potential internal and external radiation hazard, due to long half life i.e. 12,26 years and 5568 years for 3H and 14C respectively, so that will have significant radiological impact. Analysis and water sample measurement of the primary coolant system has been done by using LSC (Liquid Scintillation Counter). The objective of this research is to study the influence of reactor power and its operation duration to 3H and 14C concentration in coolant system, the correlation of these nuclide concentration with reactor system related to the component ageing, and estimation of receiving RSG-GAS reactor worker radiation for safety in working area and personnel safety. The results showed that 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor are proportional to the reactor power and its operation time duration. The fast increasing of 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor primary coolant system after the first five years operation might be caused by high intensity of reactor operation, and the accumulation of long half life nuclides. The results of this research can be used to study the reactor operation safety, personnel and working area safety, and also to study the reactor ageing process. Keywords: primary water reactor, 3H, 14C, RSG-GAS reacto
STUDY ON DISCHARGE HEAT UTILIZATION OF 250 MWe PCMSR TURBINE SYSTEM FOR DESALINATION USING MODIFIED MED
Get PDFPCMSR (Passive Compact Molten Salt Reactor) is one type of Advanced Nuclear Reactors. The PCMSR has benefit charasteristics of very efficient fuel use, high safety charecteristic as well as high thermodinamics efficiency. This is due to its breeding capability, inherently safe characteristic and totally passive safety system. The PCMSR design consists of three module, i.e. reactor module, turbine module and fuel management module. Analysis in performed by parametric calculation of the turbine system to calculate the turbine system efficiency and the hat available for desalination. After that the mass and energi balance of desalination process are calculated to calculate the amount of distillate produced and the amount of feed sea water needed. The turbine module is designed to be operated at maximum temperature cycle of 1373 K (1200 0C) and minimum temperature cycle of 333 K (60 0K). The parametric calculation shows that the optimum turbine pressure ratio is 4.3 that gives the conversion efficiency of 56 % for 4 stages turbine and 4 stages compressor and equiped with recuperator. In this optimum condition, the 250 MWe PCMSR turbine system produces 196 MWth of waste heat with the temperature of cooling fluid in the range from 327 K (54 0C) to 368 K (92 0C). This waste heat can be utilized for desalination. By using MMED desalination system, this waste heat can be used to produce fresh water (distillate) from sea water feed. The amount of the destillate produced is 48663 ton per day by using 15 distillation effects. The performance ratio value is 2.8727 kg/MJ by using 15 distillation effects.Keywords: PCMSR, discharged heat, MMED desalination PCMSR (Passive Compact Molten Salt Reactor) merupakan salah satu tipe dari Reaktor Nuklir Maju. PCMSR memiliki keuntungan berupa penggunaan bahan bakar yang sangat efisisien, sifat keselamatan tinggi dan sekaligus efisiensi termodinamika yang tinggi. Hal ini disebabkan oleh kemampuan pembiakan bahan bakar, sifat keselamatan melekat serta sistem keselamatan yang secara total bersifat pasif. Desain PCMSR terdiri dari tiga modul, yaitu modul reaktor, modul turbin dan modul pengelolaan bahan bakar. Analisis dilakukan dengan melakukan perhitungan parametrik sistem turbin untuk menghitung efisiensi sistem turbin dan kalor yang tersedia bagi desalinasi. Selanjutnya dilakukan perhitungan neraca massa dan neraca energi proses desalinasi untuk menghitung jumlah distilat yang dihasilkan serta umpan air laut yang dibutuhkan. Modul turbin PCMSR dirancang untuk dapat dioperasikan pada suhu siklus maksimum 1373 K (1200 0C) dan suhu siklus minimum 333 K (60 0K). Perhitungan parametrik menunjukkan bahwa perbandingan tekanan turbin yang optimum adalah 4,3 dan memberikan efisiensi maksimum sebesar 56 % dengan menggunakan 4 tingkat turbin serta 4 tingkat kompresor yang dilengkapi dengan rekuperator. Pada kondisi optimum ini, turbin PCMSR dengan daya keluaran 250 MWe menghasilkan kalor sisa sebesar 196 MWth dengan suhu fluida pendingin berkisar dari 327 K (54 0C) hingga 368 K (95 0C). Kalor sisa ini dapat digunakan untuk memproduksi air tawar dengan cara desalinasi air laut. Dengan menggunakan sistem desalinasi MMED, jumlah destilat yang dapat dihasilkan adalah 48663 ton per hari dengan menggunakan 15 efek destilasi. Nilai rasio performansi adalah 2,8722 dengan menggunakan 15 efek destilasi. Kata kunci: PCMSR, kalor sisa, MMED desalinas
EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI
Get PDFManfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna (MPR) dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia usianya sudah tua semuanya. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif, disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada. Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain RRI sebagai salah satu persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh nilai koefisien reaktivitas teras RRI dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal dengan konfigurasi teras 5×5 dan daya 20 MW, memiliki panjang operasi satu siklus lebih dari 40 hari. Perhitungan koefisien reaktivitas teras RRI dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi. Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL. Hasil pehitungan digunakan untuk melengkapi data desain konseptual teras yang menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat muat 235U sebesar 450 g, 550 g dan 700 g memiliki nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, temperatur moderator, densitas moderator dan void semuanya negatif dan nilainya sangat bervariasi. Hal ini sudah memenuhi kriteria keselamatan desain konseptual teras RRI.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum, koefisien reaktivitas, WIMS, BATANFUEL The multipurpose of research reactor utilization make many countries build the new reserach reactor. Trend of this reactor for this moment is multipurpose reactor type with a compact core to get high neutron flux at the low or medium level of power. The research reactor in Indonesia right now is already 25 year old. Therefor, it is needed to design a new research reactor as a alternative called it innovative research reactor (IRR) and then as an exchanger for old research reactor. The aim of this research is to complete RRI core design data as a requirement for design lisince. Calculation done is to get the RRI core reactivity coefficients with 5 x5 core configuration and 20 MW of power, has more than 40 days cycle of lenght. The RRI core reactivity coefficient calculation is done for new U-9Mo-Al fuel with variation of densities. The calculation is done by using WIMSD-5B and BATAN-FUEL computer codes. The result of calculation for conceptual design showed that the equilibrium RRI core with 5x5 configuration, 450 g, 550 g and 700 g of fuel loadings have negative reactivity coefficients of fuel temperature, moderator temperature, void fraction and density of moderator but the values of the reactivities are very variative. This results has met the safety criteria for RRI core conceptual design. Keywords: conceptual design, uarium-molibdenum-uarium feul, reactivity coefficient, WIMS, BATAN-FUE
ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI
Get PDFABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI. Bulk shielding merupakan fasilitas yang terintegrasi dengan reaktor Kartini yang berfungsi sebagai penyimpanan sementara bahan bakar bekas. Fasilitas ini merupakan fasilitas yang termasuk dalam struktur, sistem dan komponen (SSK) yang penting bagi keselamatan. Salah satu fungsi keselamatan dari sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar adalah mencegah kecelakaan kekritisan yang tak terkendali dan membatasi naiknya temperatur bahan bakar. Analisis keselamatan paling kurang harus mencakup analisis keselamatan dari sisi neutronik dan termo hidrolik Bulk shielding. Analisis termo hidrolik ditujukan untuk memastikan perpindahan panas dan proses pendinginan bahan bakar bekas berjalan baik dan tidak terjadi akumulasi panas yang mengancam integritas bahan bakar. Code tervalidasi PARET/ANL digunakan untuk analisis pendinginan dengan mode konveksi alam. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa mode pendinginan konvekasi alam cukup memadai dalam mendinginkan panas sisa tanpa mengakibatkan kenaikan temperatur bahan bakar yang signifikan. Kata kunci: Bulk shielding, bahan bakar bekas, konveksi alam, PARET. ABSTRACT THERMAL HYDRAULIC SAFETY ANALYSIS OF BULK SHIELDING KARTINI REACTOR. Bulk shielding is an integrated facility to Kartini reactor which is used for temporary spent fuels storage. The facility is one of the structures, systems and components (SSCs) important to safety. Among the safety functions of fuel handling and storage are to prevent any uncontrolable criticality accidents and to limit the fuel temperature increase. Safety analyses should, at least, cover neutronic and thermal hydraulic calculations of the bulk shielding. Thermal hydraulic analyses were intended to ensure that heat removal and the process of the spent fuels cooling takes place adequately and no heat accumulation that challenges the fuel integrity. Validated code, PARET/ANL was used for analysing the spent fuels cooling with natural convection mode. The calculations results concluded that natural convection cooling mode can adequately cools down the decay heat without significant increase in fuel temperatur. Keywords: bulk shielding, spent fuels, natural convection, PARET
VALIDATION OF FULL CORE GEOMETRY MODEL OF THE NODAL3 CODE IN THE PWR TRANSIENT BENCHMARK PROBLEMS
Get PDFABSTRACT VALIDATION OF FULL CORE GEOMETRY MODEL OF THE NODAL3 CODE IN THE PWR TRANSIENT BENCHMARK PROBLEMS. The coupled neutronic and thermal-hydraulic (T/H) code, NODAL3 code, has been validated in some PWR static benchmark and the NEACRP PWR transient benchmark cases. However, the NODAL3 code have not yet validated in the transient benchmark cases of a control rod assembly (CR) ejection at peripheral core using a full core geometry model, the C1 and C2 cases. By this research work, the accuracy of the NODAL3 code for one CR ejection or the unsymmetrical group of CRs ejection case can be validated. The calculations by the NODAL3 code have been carried out by the adiabatic method (AM) and the improved quasistatic method (IQS). All calculated transient parameters by the NODAL3 code were compared with the reference results by the PANTHER code. The maximum relative difference of 16% occurs in the calculated time of power maximum parameter by using the IQS method, while the relative difference of the AM method is 4% for C2 case. All calculation results by the NODAL3 code shows there is no systematic difference, it means the neutronic and T/H modules are adopted in the code are considered correct. Therefore, all calculation results by using the NODAL3 code are very good agreement with the reference results. Keywords: nodal method, coupled neutronic and thermal-hydraulic code, PWR, transient case, control rod ejection. ABSTRAK VALIDASI MODEL GEOMETRI TERAS PENUH PAKET PROGRAM NODAL3 DALAM PROBLEM BENCHMARK GAYUT WAKTU PWR. Paket program kopel neutronik dan termohidraulika (T/H), NODAL3, telah divalidasi dengan beberapa kasus benchmark statis PWR dan kasus benchmark gayut waktu PWR NEACRP. Akan tetapi, paket program NODAL3 belum divalidasi dalam kasus benchmark gayut waktu akibat penarikan sebuah perangkat batang kendali (CR) di tepi teras menggunakan model geometri teras penuh, yaitu kasus C1 dan C2. Dengan penelitian ini, akurasi paket program NODAL3 untuk kasus penarikan sebuah CR atau sekelompok CR yang tidak-simetris dapat divalidasi. Perhitungan paket program NODAL3 dilakukan dengan metode adiabatic (AM) dan improved quasistatic (IQS). Seluruh parameter gayut waktu hasil perhitungan paket program NODAL3 dibandingkan dengan hasil acuan dengan paket program PANTHER. Perbedaan relatif maksimum sebesar 16% terjadi dalam perhitungan parameter waktu daya maksimum dengan metode IQS pada kasus C2, sedangkan perbedaan relatif dengan metode AM adalah 4%. Seluruh hasil perhitungan dengan paket program NODAL3 menunjukkan tidak adanya perbedaan yang sistematis, berarti modul neutronik dan T/H yang diadopsi di NODAL3 sudah benar. Oleh karena itu, seluruh perhitungan dengan paket program NODAL3 sangat sesuai dengan hasil acuan. Kata kunci: metode nodal, paket program kopel neutonik dan termo-hidrolika, kasus gayut-waktu, tertariknya batang kendali
ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
Get PDFABSTRAK ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA. Kecelakaan yang diakibatkan oleh kehilangan pendingin (loss of coolant accident / LOCA) dari sistem reaktor merupakan kejadian dasar desain yang tetap diantisipasi dalam desain reaktor daya yang mengadopsi teknologi Generasi II hingga IV. LOCA ukuran kecil (small break LOCA) memiliki dampak yang lebih signifikan terhadap keselamatan dibandingkan LOCA ukuran besar (large break LOCA) seperti terlihat pada kejadian Three-Mile Island (TMI). Fokus makalah adalah pada analisis small break LOCA pada reaktor daya maju Generasi III+ yaitu AP1000 dengan mensimulasikan tiga kejadian pemicu yaitu membukanya katup Automatic Depressurization System (ADS) secara tak disengaja, putusnya salah satu pipa Direct Vessel Injection (DVI) secara double-ended, dan putusnya pipa lengan dingin dengan diameter bocoran 10 inci. Metode yang digunakan adalah simulasi kejadian pada model AP1000 yang dikembangkan secara mandiri menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Dampak yang ingin dilihat adalah kondisi teras selama terjadinya small break LOCA yang terdiri dari pembentukan mixture level dan transien temperatur kelongsong bahan bakar. Hasil simulasi menunjukkan bahwa mixture level untuk semua kejadian small break LOCA berada di atas tinggi teras aktif yang menunjukkan tidak terjadinya core uncovery. Adanya mixture level berpengaruh pada transien temperatur kelongsong yang menurun dan menunjukkan pendinginan bahan bakar yang efektif. Hasil di atas juga identik dengan hasil perhitungan program lain yaitu NOTRUMP. Keefektifan pendinginan teras juga disebabkan oleh berfungsinya injeksi pendingin melalui fitur keselamatan pasif yang menjadi ciri reaktor daya AP1000. Secara keseluruhan, hasil analisis menunjukkan model AP1000 yang telah dikembangkan dengan RELAP5 dapat digunakan untuk keperluan analisis kecelakaan dasar desain pada reaktor daya maju AP1000. Kata kunci: analisis, mixture level, temperatur kelongsong, small break LOCA, RELAP5. ABSTRACT ANALYSIS ON THE CORE CONDITION OF AP1000 ADVANCED POWER REACTOR DURING SMALL BREAK LOCA. Accident due to the loss of coolant from the reactor boundary is an anticipated design basis event in the design of power reactor adopting the Generation II up to IV technology. Small break LOCA leads to more significant impact on safety compared to the large break LOCA as shown in the Three-Mile Island (TMI). The focus of this paper is the small break LOCA analysis on the Generation III+ advanced power reactor of AP1000 by simulating three different initiating events, which are inadvertent opening of Automatic Depressurization System (ADS), double-ended break on one of Direct Vessel Injection (DVI) pipe, and 10 inch diameter split break on one of cold leg pipe. Methodology used is by simulating the events on the AP1000 model developed using RELAP5/SCDAP/Mod3.4. The impact analyzed is the core condition during the small break LOCA consisting of the mixture level occurrence and the fuel cladding temperature transient. The results show that the mixture level for all small break LOCA events are above the active core height, which indicates no core uncovery event. The development of the mixture level affect the fuel cladding temperature transient, which shows a decreasingly trend after the break, and the effectifeness of core cooling. Those results are identical with the results of other code of NOTRUMP. The resulted core cooling is also due to the function of coolant injection from passive safety feature, which is unique in the AP1000 design. In overall, the result of analysis shows that the AP1000 model developed by the RELAP5 can be used for analysis of design basis accident considered in the AP1000 advanced power reactor. Keywords: analysis, mixture level, fuel cladding temperature, small break LOCA, RELAP5
REAKTOR INNOVATIVE MOLTEN SALT (IMSR) DENGAN SISTEM KESELAMATAN PASIF MENYELURUH
Get PDFPengembangan Teknologi Reaktor Nuklir pada masa mendatang mengarah pada peningkatan aspek keselamatan, peningkatan pendayagunaan bahan bakar, reduksi limbah radioaktif, ketahanan terhadap proliferasi bahan-bakar nuklir dan peningkatan aspek ekonomi. reaktor Innovative Molten Salt (IMSR) adalah reaktor nuklir yang menggunakan bahan bakar cair berupa garam lebur fluoride (7LiF-ThF4-UF4-MaFx). Reaktor IMSR didesain sebagai reaktor pembiak termal, yaitu membiakkan U-233 dari Th-232. Hal ini untuk menjawab permasalahan sustainabilitas ketersedian sumber daya bahan bakar nuklir dan reduksi limbah radioaktif. Dalam aspek keselamatan, desain reaktor IMSR memiliki sifat inherent safe, yaitu koefisien umpan balik daya yang negatif serta memiliki fitur-fitur keselamatan pasif. Fitur-fitur keselamatan pasif terdiri dari sistem shutdown pasif, sistem pendinginan pasif pasca shutdown serta sistem pendinginan pasif untuk produk fisi. Kecelakaan yang berpotensi terjadi pada IMSR, yaitu kecelakaan kehilangan aliran bahan bakar, kecelakaan kehilangan aliran pendingin, kecelakaan kehilangan kemampuan pengambilan kalor serta kecelakaan kerusakan integritas sistem reaktor, dapat ditangani sepenuhnya secara pasif hingga mencapai kondisi shutdown selamat.Kata kunci: keselamatan pasif, inherent safe, IMSR The next Nuclear Reactor Technology developments are directed to the increasing of the aspects of safety, fuel utility, radioactive waste reduction, proliferation retention and economy. Innovative Molten Salt Reactor (IMSR) is a nuclear reactor design that uses fluoride molten salt (7LiF-ThF4-UF4-MaFx). IMSR is designed as a thermal breeder reactor, i.e. to produce U-233 from Th-232. This is the answer of natural nuclear fuel sustainability and radioactive waste problems. In term of safety aspect, IMSR design has inherent safe characteristics, i.e. negative power feedback coefficient, and passive safety features. The passive safety features are passive shutdown systems, passive post shutdown cooling system and passive radioactive waste cooling system. The potentially accidents in IMSR, i.e. loss of fuel flow accident, loss of coolant flow accident, loss of heat sink accident and loss of reactor system integrity, can be handled totally passively until the safe shutdown condition is achieved. Keywords: passive safety, inherent safe, IMS
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX
Get PDFPengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident) untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.Kata kunci: karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX Substitute UO2 fuel that low enrichment of uranium is that MOX fuel has a higher enrichment. MOX fuel has a content of plutonium and actinide nuclides a higher than UO2 fuel, which will produce different characteristics of radionuclides for each sub-system of power reactors. Analyzis of radionuclide for each safety sub-system at MOX power reactor aims to determine the characteristics of radionuclides, especially plutonium and actinides consequences. Analyzis has done by calculating and observing the radionuclide for each safety sub-system in normal operation and accident (small LOCA, large LOCA, and severe accident) on PWR-1000 reactors. It can concluded that the use of MOX fuel can add to the radiological consequences to the environment and public, mainly because a larger inventory of radionuclides, including transuranic radionuclides and the actinide group, among others: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu -241 and Pu-242. Keywords : nuclide characteristic, power reactor, fuel, MO
KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY
Get PDFAnalisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan. Penggunaan data jenerik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas. Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian. Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.Kata kunci: Analisis pohon kegagalan, analisis ketidakpastian, probabilitas fuzzy, hukum kombinasi fuzzy Fault tree analysis has been applied to evaluate nuclear power plant safety systems. To perform this analysis, component reliabilities need to be provided well in advance. Since working environment can affect component reliability, it is necessary to directly collect such data from the safety system being evaluated. However, due to lack of resources, such data may be unattainable. Hence, the use of generic data cannot be avoided. Unfortunately, generic data will add uncertainty to the analysis. Monte Carlo simulation has been performed to evaluate such uncertainty. However, this method is not appropriate when components do not have probability distributions of their lifetime to failures. The aim of this study is to propose a new fault tree analysis method which implements fuzzy concepts for quantifying such uncertainty. In the proposed method, fuzzy probabilities represent basic, intermediate as well as top event probabilities and fuzzy combination rules are used to evaluate the overall uncertainty of the fault tree. The proposed method has been performed to evaluate failure probability of the AP1000 accumulator injection system and generate a probability distribution between 8.87E-12 and 8.87E-8 with the point median value of 8.87E-10. This result confirms that the proposed method is feasible to evaluate system fault tree when uncertainty raised by the lack of reliability data is the main focus of the analysis.Keywords: Fault tree analysis, uncertainty analysis, fuzzy probabilities, fuzzy combination rule
