Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Potensi bahaya reaktor riset lebih rendah dibandingkan reaktor daya. Namun sebahagian besar reaktor riset dibangun beberapa dekade lalu, dimana persyaratan desain belum sepenuhnya memenuhi persyaratan keselamatan sebagaimana halnya RSG-GAS yang sudah beroperasi selama 28 tahun dan berlokasi dekat dengan pemukiman penduduk. Sebagai masukan dari kecelakaan Fukushima perlu dilakukan pengkajian ulang analisis keselamatan RSG-GAS. Analisis keselamatan meliputi tahapan identifikasi potensi bahaya, mengkarakterisasi kejadian pemicu, menentukan probabilitas kegagalan dan mengukur konsekuensi. Penelitian ini hanya terbatas pada sistem pendingin primer. Kegagalan sistem primer dapat menimbulkan kejadian terparah, yaitu melelehnya bahan bakar reaktor. Berdasarkan identifikasi dan analisis bahaya pada sistem pendingin primer dengan menggunakan metode HAZID (Hazard Identification) dan HAZOP (Hazard and Operability Analysis) didapatkan lima kejadian pemicu yaitu: kehilangan pendingin karena kebocoran pipa pendingin primer area setelah katup isolasi, kehilangan pendingin karena pecahnya casing pompa karena kegagalan impeller, kehilangan pendingin karena kebocoran alat penukar panas, kehilangan aliran pendingin karena kegagalan pompa primer kehilangan aliran pendingin karena kegagalan katup isolasi primer. Setiap kejadian terdiri dari skenario sukses-gagal beberapa fungsi keselamatan yang tersedia, dan dihasilkan empat puluh delapan skenario dari ke lima kejadian yang ada. Menggunakan perangkat lunak Item ToolKit, disusun skenario kejadian terhadap sistem keselamatan yang tersedia menggunakan Metode Event Tree Analysis (ETA) dan didapatkan hasil probabilitas kejadian dengan nilai terbesar 5,12.10-6/tahun. Seluruh skenario berdasarkan CDF dan CDS, berada dalam kategori Medium Risk dan Low Risk, sehingga dapat dinyatakan bahwa reaktor aman untuk di operasikan.

---

The research reactor has lower hazard potential than the power reactor. However, most research reactor was built a few decades ago, when the design requirement was not completely fulfilled the safety requirement as well as the Reaktor Serba Guna G. A Siwabessy (RSG - GAS) that has been operating for 28 years and located close to the housing resident. Learning from Fukushima accident, it is necessary to assess the safety analysis of RSG - GAS. The safety analysis including the identification of potential hazard, characterization of the postulated initiating event, determination of failure probability, and measuring the frequency.

This paper will be focused on the primary cooling system. The worst effect, as a result of the failure of primary system, because of the fuel of the reactor melts. Based on identification and hazard analysis of the primary cooling system using HAZID (Hazard Identification) and HAZOP (Hazard and Operability Analysis) method, there are five initiating events : loss of coolant accident (LOCA) because the leakage of the primary coolant boundary beyond the isolation valves, LOCA because the rupture of a pump casing due to impeller failure, LOCA because heat exchanger leakage, loss of flow accident (LOFA) because the loss of primary pump, and LOFA because the inadvertent closure of the primary isolation valves.

Each event consists of success - fail scenario from several available safety function, and there are fourty eight scenarios obtained from five events available. By using Item ToolKit Software, the event scenario arranged towards safety system avalaible by Event Tree Analysis (ETA) method and the frequency of each event is obtained, i.e the maximum value of event of 5.12E-6/year. All scenario based on CDF and CDS are in Medium Risk and Low Risk, so that the reactor is safe to operated."

"Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy RSG-GAS menyimpan potensi bahaya radiasi, walaupun telah didesain dan dibangun dengan mempertimbangkan berbagai faktor keselamatan. Sistem keselamatan pada pendingin primer merupakan komponen yang penting dan berfungsi sebagai penghalang ganda reaktor nuklir. Apabila sistem pendingin primer gagal beroperasi, maka sistem keselamatan pada sistem pendingin primer akan bekerja untuk mencegah pelepasan zat radioaktif, melalui sistem 'scram', sehingga reaktor dapat terhindar dari kecelakaan yang parah. Oleh karena itu, evaluasi sistem keselamatan dari sistem pendingin primer, dengan menggunakan suatu metode analisis keselamatan yang tepat, perlu dilakukan untuk mengukur tingkat kinerja dari sistem keselamatan tersebut. Fault tree analysis sering digunakan secara deduktif untuk mengevaluasi kinerja keselamatan secara probabilistik probabilistic safety assessment, PSA . Dalam melakukan PSA ini digunakan data generik karena data kegagalan komponen yang dimiliki oleh suatu objek analisis biasanya tidak tersedia secara detail. Data generik tidak menggambarkan kondisi kebolehjadian kegagalan komponen yang sebenarnya. Selain itu, data generik tidak cocok untuk diterapkan pada komponen ndash; komponen yang sudah mengalami proses ageing karena adanya penurunan keandalan komponen yang diakibatkan pada proses ageing. Penggunaan data generik akan menambah ketidakpastian pada hasil PSA. Untuk mengatasi hal tersebut diusulkan penggunaan metode fuzzy fault tree analysis FFTA. Nilai probabilitas basic events yang dihasilkan dari FFTA kemudian digunakan untuk menghitung probabilitas kejadian menggunakan metode Event Tree Analysis ETA dan diperoleh hasil probabilitas kejadian dengan nilai terbesar 4,304 x 10-8/tahun. Seluruh skenario berdasarkan CDF dan CDS, berada dalam kategori medium risk dan low risk, sehingga dapat dinyatakan bahwa RSG ndash; GAS aman untuk dioperasikan.

---

G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor RSG GAS has significant potency of radiation hazard, although it has been designed and constructed by considering comprehensive safety factors. The safety system of primary cooling system is one of the most important components of the reactor and serve as multiple barriers in a nuclear reactor. If there is a failure on the primary cooling system operation, the safety system in the primary cooling system will work to prevent the release of radioactive material through the ldquo scram rdquo system, a severe accident of the reactor can be avoided. Therefore, an evaluation toward the safety system of the primary cooling system by occupying the proper safety analysis method, is required to be carried out. So that, the performance level of the safety system can be figured out.

Fault tree analysis is frequently applied to deductively carry out the safety system evaluation by occupying the probabilistic assessment method PSA . To perform this PSA, the generic data is used because the data of components failure owned by an object of analysis, is not available in detail. The generic data used in the safety analysis does not describe the real probability of component failures. In addition, generic data is not applicable for old components because the old components reliability is really affected by the ageing process. But, when generic data is occupied on PSA then, it will increase the uncertainty value of the PSA result.

To solve this problem, another safety analysis method, called as Fuzzy Fault Tree Analysis FFTA Method, is proposed in this research. The basic event probability values generated from FFTA are then applied for calculating the probability of event using Event Tree Analysis ETA Method in order to obtain the probability of each event, with the result that, the obtained greatest value is 4.304 x 10 8 year. All scenario based on CDF and CDS are in the medium risk and low risk category, so it can be concluded that RSG GAS is safe to be operated."

"Dalam UU No. 13 Tahun 2003 Pasal 87 Ayat 1 Tentang Ketenagakerjaan dinyatakan bahwa ?Setiap perusahaan wajib menerapkan Sistem Manajemen Keselamatan dan Kesehatan Kerja (SMK3) yang terintegrasi dengan sistem manajemen perusahaan?. Banyak perusahaan melakukan penerapan Sistem Manajemen Keselamatan Kesehatan Kerja (SMK3) untuk berbagai macam kepentingan, seperti pemenuhan persyaratan Perundang-undangan, standarisasi sertifikasi dan kepentingan lainya, tetapi sangat sedikit sekali yang menggunakan penerapan Sistem Manajemen Keselamatan Kesehatan Kerja (SMK3) untuk dapat mencegah terjadinya kecelakaan. PT. XYZ sebagai salah satu perusahaan yang bergerak di mining kontraktor yang beroprasi di Indonesia mencatat angka lost time injury frequency rate di perusahaan tersebut masih ada dan mengalami peningkatan dari tahun 2012 ke 2013. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui efektivitas penerapan SMK3 untuk dapat mencegah dan mengurangi kecelakaan kerja dan penyakit akibat kerja.

---

In Law. of Indonesia regulation 13 of 2003 Article 87 Paragraph 1 On Labor stated that "Each company shall apply the Occupational Safety and Health Management System (SMK3) integrated with enterprise management system ". Many companies carry out the implementation of Health Safety Management System (SMK3) for various purposes, such as eligibility Regulations Act, standardization and other certifications, but very few who use Health Safety Management System implementation (SMK3) in order to prevent accidents. PT. XYZ as one of the companies engaged in mining contractors that operate in Indonesia recorded the lost time injury frequency rate in company still exists and has increased from 2012 to 2013. The purpose of this study was to determine the effectiveness of SMK3 to prevent and reduce workplace accidents and occupational diseases."

"Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini.Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah:a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir.b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklirc) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif.d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik.Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan.Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman.Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat.Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003).Kesimpulan penelitian ini adalah:1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat.2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman.3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir.4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir.Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut:1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya.2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama.3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh.4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk.5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.

---

Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed.

General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

Hypothesis of the research are:

a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency;

b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency;

c) Early warning system works effectively and efficiently.

d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive.

Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened.

This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy.

According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003).

Based on research results and discussion, it can be concluded as follows:

1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation.

2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened.

3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin.

4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident.

Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows:

1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN.

2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully.

3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system.

4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly.

5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions."

"Pemeliharaan peralatan di reaktor nuklir merupakan bagian penting dari manajemen untuk menjaga keamanan operasi reaktor. Pemeliharaan Reaktor Serbaguna G.A. Siwabessy RSG-GAS saat ini mencakup kegiatan pemeliharaan rutin dan non-rutin. Dalam rangka meningkatkan efektivitas kegiatan pemeliharaan tersebut, dilakukan penelitian berkenaan dengan kegiatan pemeliharaan yang hasilnya akan diguanakan sebagai masukan kepada menjemen pengoperasi reaktor. Penelitian ini dilakukan pada sistem proses pendingin sekunder dengan menggunakan RCM untuk menentukan tugas pemeliharaan yang efektif. Kemudian perhitungan keandalan, laju kegagalan, dan MTBF juga dilakukan untuk mengetahui nilai keandalan komponen pada sistem proses pendinginan sekunder yang dapat digunakan untuk mengukur kinerja kegiatan pemeliharaan. Hasil dari penelitian ini mengusulkan perubahan dalam tindakan pemeliharaan saat ini setelah dilakukan analisis dengan menggunakan RCM dan nilai keandalan. Analisis RCM mengusulkan TD yang lebih rendah dari PM saat ini yaitu dari 74 menjadi 51 tindakan, dan juga tambahan 31 tindakan CD. Dari hasil analisis keandalan, komponen filter merupakan komponen yang nilai keandalannya lebih rendah dibanding komponen lain yaitu antara 41,10 - 46,81, dengan MTBF 880,85 - 1585,53 jam, lebih rendah dibanding interval waktu PM saat ini yaitu 2160 jam.

---

Maintenance of equipment in nuclear reactors is an important part of management to maintain the save operation of the reactor. Maintenance of G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor RSG GAS currently includes routine and non routine maintenance activities. In order to improve the effectiveness of the maintenance activities, a research related to maintenance activities which result will be used as input to the reactor operation.

This study was conducted on a secondary cooling process system using RCM to determine the effectiveness of maintenance tasks. Then calculation of reliability, failure rate, and MTBF is also done to determine the value of component reliability in secondary cooling process system which can be used to measure performance of maintenance activity.

The results of this study suggest many changes in current maintenance task after analysis using RCM and reliability values. The RCM analysis proposes a lower TD than the current PM of 74 to 51 task, as well as an additional 31 CD task. From the results of reliability analysis, the filter component is a component whose reliability value is lower than other components that is between 41.10 46.81 , with MTBF 880.85 1585.53 hours, lower than the current PM time interval is 2160 hours."

"The nuclear reactor is a source of primary radiation. Safety in the operation of thereactor protection system is implemented by the scram action. However scramwhich often happened is the failure of the operation and poses other risks. Thepurpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram withanalytic descriptive method through interviews, observation and documentreview, combined with the preparation of fault tree analysis. The obtained resultsshow that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fastoperation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transientreactivity. While the basic causes of the scram incident are, too fast control rod,irradiation sample composition, corrosion, weakening of the power supplydetector, emptying of the beam tube, and unbalanced neutron flux. Then scram asanticipation of the accident is also the feedback of operating experience forupdating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized.Keywords The safe operation of nuclear reactor, reactor protection system, cause of theincident, suddenly shutdown of reactor.

---

Reaktor nuklir merupakan sumber radiasi primer. Keselamatan dalampengoperasian reaktor diterapkan oleh sistem proteksi dengan tindakan scram.Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkanrisiko lain. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui pemicu danpenyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melaluiwawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunanfault tree analysis. Maka diperoleh hasil bahwa pemicu timbulnya scram, yaitukerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat,pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitaspositif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram, yaitu kenaikan batang kendaliterlalu cepat, kesalahan komposisi sampel iradiasi, korosi, pelemahan catu dayadetektor, pengosongan tabung berkas, dan fluks neutron tidak merata. Maka scramsebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasiuntuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalanoperasi dapat diminimalisir.Kata kunci:Keselamatan operasi reaktor nuklir, Sistem proteksi reaktor, Penyebab kejadian,Scram reaktor."

"Petugas shift merupakan bagian dari pekerja kritis di Instalasi RSG-GAS. Sistem kerja shift dan tuntutan kerja yang kompleks di instalasi nuklir menyebabkan petugas shift rentan mengalami kelelahan kerja. Kelelahan kerja memiliki kontribusi terhadap penurunan performa kerja, penurunan konsentrasi, penurunan pemenuhan prosedur maupun penurunan kewaspadaan. Penelitian ini bertujuan untuk mengevaluasi tingkat kelelahan kerja petugas shift dan melakukan analisis terhadap faktor risiko yang berkontribusi pada kelelahan kerja petugas shift di RSG-GAS Tahun 2022. Desain penelitian adalah cross-sectional. Instrumen yang digunakan dalam penelitian ini adalah kuesioner, alat ukur lingkungan kerja, wawancara, dan telaah dokumen. Metode analisis menggunakan analisis deskriptif dan inferensial dengan uji korelasi. Hasil penelitian menunjukkan seluruh petugas shift mengalami kelelahan dengan tingkat kelelahan ringan sebesar 31,25%, kelelahan sedang sebesar 64,58%, dan kelelahan berat sebesar 4,17%. Faktor risiko kelelahan kerja adalah status Gizi yang diukur dengan indeks massa tubuh, kualitas tidur, beban kerja, dan desain tugas. Faktor risiko kelelahan umum adalah indeks massa tubuh, kualitas tidur, kuantitas tidur, konsumsi kafein, beban kerja, dan desain tugas. Faktor risiko kelelahan fisik adalah usia, kualitas tidur, kuantitas tidur, masa kerja, posisi kerja, beban kerja, desain tugas, dan tekanan udara negatif. Faktor risiko pelemahan aktivitas adalah kepuasan kerja. Faktor risiko pelemahan motivasi adalah kualitas tidur, kuantitas tidur, desain tugas dan shift malam. Faktor risiko kelelahan mental adalah kualitas tidur, beban kerja, desain tugas, pencahayaan, dan tekanan udara negatif. Rekomendasi pengendalian melibatkan manajemen dan petugas shift dengan mengembangkan program manajemen kelelahan kerja sesuai kondisi di Instalasi Nuklir.

---

Shift workers are part of critical workers at the RSG GAS Installation. The shift work system and complex work demands in nuclear installations cause shift workers to be prone to work fatigue. Work fatigue has contributed to decreased work performance, decreased concentration, decreased in procedure compliance, and reduced alertness. This study aims to evaluate the level of work fatigue of shift workers and analyze the risk factors that contribute to the work fatigue of shift workers at RSG-GAS in 2022. This research is a quantitative descriptive study with a cross-sectional design. The instruments used in this research are questionnaires, measuring tools for the environment, interviews, and documents. The method of analysis in this research is descriptive and inferential analysis with a correlation test. The results showed that all shift workers experienced fatigue with mild fatigue level of 31,25%, moderate fatigue of 64,58%, and severe fatigue of 4,17%. The risk factors for work fatigue (total score) are nutritional status as measured by body mass index, sleep quality, workload and task design. The risk factors for general fatigue are body mass index, sleep quality, sleep quantity, caffeine consumption, workload, and task design. The risk factors for physical fatigue are age, sleep quality, sleep quantity, years of service, job role, workload, task design, and negative air pressure. The risk factor for reduced activity is job satisfaction. The risk factors for reduced motivation are sleep quality, sleep quantity, task design, and night shift. The risk factors for mental fatigue are sleep quality, workload, task design, lighting, and negative air pressure. Control recommendations involve management and shift worker by developing a work fatigue management program according to the conditions at the Nuclear Installation."

"Penelitian ini membahas optimasi sistem ventilasi dan tata udara untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Reaktor Riset G.A. Siwabessy. Keterbaruan dari penelitian ini adalah didapatkannya beberapa persamaan yang diperlukan. Optimasi yang dilakukan pada penelitian ini selain untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas yang sudah ada juga untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas tipe kering yang saat ini belum dibangun. Hasil dari penelitian ini menunjukkan bahwa beberapa persamaan yang dikembangkan pada penelitian ini bisa dibuktikan mendekati hasil eksperimen.

---

This study discusses an optimization of ventilation and air conditioning systems for the Interim Storage of Spent Nuclear Fuel Fuel from the G.A Siwabessy Research Reactor. The novelty of this research is to gain several equations needed for the optimization. The optimization in this study is in addition to the existing wet interim storage also for a dry storage that is currently still not built. The results of this study indicate that the equations developed in this study are consistent with the experimental results."

"Risks are encountered in any activity that is done everyday. Risk management measures are necessary to avoid adverse impacts generated. This study aims to identify the hazards, determine the control that has been done, conduct a risk assessment and seek appropriate risk control. This study assesses safety risks in frame manufacture phase of passive cooling system for nuclear reactor Simulation Project at PTKRN-Batan Serpong Workshop in June 2015. This study used a crosssectional study design using the hazard tools identification and risk assessment in accordance to Perka Batan No. 020 / KA / I / 2012. In the activities of making frame for passive cooling system in a nuclear reactor simulation project, it is found that the existence of safety hazards stemming from the danger of mechanical, electrical and physical hazards. Researcher found 19 safety risks with the lowest risk in the process of preparing iron cutting tools, and the risk of the most common hazards wounded by grinding and fire caused by electrical short circuit.

---

Risiko ditemui dalam setiap aktivitas yang dilakukan setiap hari. Diperlukan adanya upaya pengelolaan risiko untuk menghindari dampak merugikan yang dihasilkan. Penelitian ini bertujuan untuk mengidentifikasi bahaya, menentukan pengendalian yang telah dilakukan, melakukan penilaian risiko dan mencari pengendalian risiko yang tepat. Penelitian ini menilai risiko keselamatan kerja pada tahap pembuatan rangka proyek pembangunan simulasi passive cooling system pada reaktor nuklir di bengkel PTKRN-Batan Serpong pada bulan Juni 2015. Penelitian ini menggunakan desain studi crossectional dengan menggunakan tools identifikasi bahaya dan penilaian risiko sesuai dengan Perka Batan No. 020/KA/I/2012. Pada aktivitas pembuatan rangka proyek pembangunan simulasi passive cooling system pada reaktor nuklir ini ditemukan adanya sumber bahaya keselamatan yang berasal dari bahaya mekanik, listrik dan bahaya fisik. Ditemukan 19 risiko keselamatan dengan risiko terendah pada proses penyiapan alat pemotong besi, dan risiko yang paling banyak ditemui bahaya terluka akibat gerinda serta kebakaran akibat korsleting listrik."

"Manajemen risiko merupakan proses mengelola risiko agar organisasi dapat mencapai tujuan. Dibutuhkan pondasi yang kuat tentang konsep manajemen risiko sebelum menerapkannya. Penelitian ini akan menganalisis manajemen risiko keselamatan pertambangan di PT HPU site PDU, DMI, KMO, dan MGA berdasarkan Sistem Manajemen Keselamatan Pertambangan Mineral dan Batubara. Penelitian dilakukan dengan wawancara mendalam dan telaah dokumen. Wawancara mendalam dilakukan dengan triangulasi sumber yaitu, sumber data dari pengawas tingkat Project Manager, Superintendent, dan Foreman. Hasil wawancara dilakukan analisis konten dan dibandingkan dengan dokumen PT HPU berdasarkan SMKP Minerba dilengkapi referensi lain tentang standar manjemen risiko (ISO 31000:2009, AS/NZS 4360:2004, dan ISO 45001:2018). Berdasarkan analisis konten, didapati bahwa interpretasi pengawas di PT HPU tentang manajemen risiko belum sepenuhnya sesuai dengan standar manajemen risiko karena prosedur perusahaan belum mengakomodir seluruh proses manajemen risiko. Oleh karena itu perlu adanya penyusunan prosedur tentang manajemen risiko yang terintegrasi dengan sistem manajemen keselamatan pertambangan perusahaan dan dipahami oleh setiap lini manajemen.

---

Risk management is a process of managing risk so the organization can achieve its goals. A strong fundamental is necessary for understanding the concept of risk management before it is implemented. This study will analyze mining safety risk management at PT HPU site PDU, DMI, KMO, and MGA based on the Mineral and Coal Mine Safety Management System (SMKP Minerba). The study was conducted by in-depth interviews and document review. In-depth interviews were conducted with data source triangulation, namely, the supervisors from three level: Project Manager, Superintendent, and Foreman.

The results of the interviews were analyzed by its content and compared to PT HPU documents based on Mineral and Coal Mining Safety Management System (SMKP Minerba) and also other risk management standards (ISO 31000: 2009, AS / NZS 4360: 2004, and ISO 45001: 2018) for additional reference. Based on content analysis, it was found that the supervisor's interpretation of PT HPU regarding risk management was not fully in accordance with risk management standards since the company's procedures had not accommodated the entire risk management process. Therefore, it is necessary to formulate procedures for risk management that are integrated with the company's mining safety management system and understood by each line of management."