penentuan kebolehjadian kesalahan …digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...
TRANSCRIPT
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