## EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS
Jaja Sukmana 1 , Rachmat Triharto 2 , Irwan 3 1,2,3 PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 30 Serpong, 15310
E-mail: jsukmana@batan.go.id Diterima Editor : 17 Maret 2017 Diperbaiki : 24 Maret 2017

## ABSTRAK
EVALUASI  PENYEBAB  SCRAM  PADA  KANAL  UBL  -  SISTEM  PROTEKSI REAKTOR  DALAM  PENGOPERASIAN  REAKTOR  RSG-GAS .  Keselamatan  dalam pengoperasian reaktor diterapkan oleh Sistem Proteksi Reaktor dengan tindakan scram . Namun scram yang sering terjadi  merupakan kegagalan operasi dan  menimbulkan risiko  lain. Tujuan dari  penelitian  ini  untuk  mengetahui  pemicu  dan  penyebab  dasar  terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melalui wawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan  penyusunan fault  tree  analysis .  Hasil  deskriptif  analitik  menyatakan  bahwa  pemicu timbulnya scram ,  yaitu  kerapatan  fluks  neutron  terlalu  tinggi,  periode  pengoperasian  terlalu cepat, pembebanan atau daya di teras tidak  merata, dan terjadinya transien reaktivitas positif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram pada kanal unbalanced load , terdiri dari kegagalan sistem  instrumentasi,  kondisi  fluks  neutron  tidak  merata,  jatuhnya  salah  satu  batang  kendali, terjadinya  pengosongan  tabung  berkas,  gangguan handling dan loading sampel  iradiasi,  dan terjadi panas  lokal pada elemen  bakar. Karenanya fungsi scram sebagai  antisipasi kecelakaan juga  menjadi  umpan  balik  pengalaman  operasi  untuk  rekomendasi  pemutakhiran  penilaian keselamatan sehingga kegagalan operasi dapat diminimalisir.
Kata kunci: Keselamatan operasi reaktor nuklir; Penyebab kejadian; Scram reaktor; Sistem proteksi reaktor.

## ABSTRACT
SCRAM  CAUSE  EVALUATION  OF  UNBALANCED  LOAD  CHANNEL  -  REACTOR PROTECTION  SYSTEM  AT  OPERATION  OF  THE  RSG-GAS  REACTOR .  Safety  in  the operation  of  the  Reactor  Protection  System  is  implemented  by  the  scram  action.  However scram which often happened is the failure of the operation and poses other risks. The purpose of  this  study  is  to  determine  the  trigger  and  the  reasons  for  scram  with  analytic  descriptive method through interviews, observation and document review, combined with the preparation of  fault  tree  analysis.  The  analytic  descriptive  results  show  that  trigger  of  scram  are,  the neutron  flux  density  is  too  high,  too  fast  operation  period,  unbalanced  load,  and  the occurrence  of  positive  transient  reactivity.  While  the  basic  causes  of  the  scram  incident  on channel  unbalanced  load,  consisting  ofthe  failure  of  instrumentation  systems,neutron  flux uneven conditions, the fall of one of control rods, the emptying of the beam tube, interference handling  and  loading  of  samples  irradiated,  and  the  local  hot  channel  at  the  fuel  elements. Therefore fungction of scram as anticipation of the accident is also the feedback of operating
experience    for  updating  on  safety  assessment  so  that  failure  of  the  operation  can  be minimized.
Keywords:  Cause of the incident; Reactor protection  system; Suddenly shutdown of reactor; The safe operation of nuclear reactor.

## PENDAHULUAN
Insiden  nuklir  terjadi  karena  kegagalan komponen  menyebabkan  inti  reaktor  tidak dapat  dikontrol  dan  didinginkan  sehingga bahan  bakar  nuklir  yang  dilindungi  (yang berisi  uranium  dan  produk  fisi  radioaktif) mulai  memanas  dan  bocor.  Kebocoran dianggap  sangat  serius  karena  kemungkinan bahwa  kontainmen  reaktor  mulai  gagal, sehingga  terjadi  lepasan  zat  radioaktif  ke lingkungan. Seperti kecelakaan reaktor nuklir yang terjadi di Windscale, Mayak, Chernobyl,  dan  Fukusima [3] .  Kecelakaan  ini memiliki  dampak  kesehatan,  ekonomi,  sosial dan psikologis dalam  jangka pendek  maupun jangka panjang yang berbahaya bagi manusia.
Potensi  kecelakaan  dalam  pengoperasi- an  reaktor  RSG-GAS  yang  mungkin  timbul diperhitungkan  dari  akibat  kejadian  berikut ini [8] :  1.  Kehilangan  catu  daya  listrik;  2. Insersi reaktivitas lebih dan anomali distribusi  daya;  3.  Kehilangan  aliran (LOFA =  Loss  of  Flow  Accident) ;  4.  Kehilangan pendingin (LOCA  =  Loss  of  Coolant Accident) ;  5.  Kesalahan  penanganan  atau kegagalan  peralatan;  6.  Kejadian  internal khusus (ledakan, kebakaran, dan lain-lain); 7. Kejadian  eksternal  khusus  (gempa  bumi, banjir,  kejatuhan  pesawat);  dan  8.  Kesalahan manusia.  Dalam  analisis  keselamatan  reaktor RSG-GAS, risiko kejadian tersebut  dipertim- bangkan  sebagai  kondisi  Kecelakaan  Basis Desain ( Design Basic Accident, DBA ). Beberapa  kejadian  yang  terekam  dari penelusuran  dan  evaluasi  pengalaman  pada operasi reaktor RSG-GAS, diantaranya terjadi  kontaminasi  ke  luar  gedung  reaktor, terjadi kerusakan dan kebocoran sampel FPM saat  iradiasi,  terjadinya  kerusakan  bahan
bakar  dengan  kode  RI-362,  terjadinya kenaikan  radioaktivitas  udara  di  Balai Operasi  gedung  reaktor,  dan  terganggunya jadwal operasi pemanfaatan reaktor, merupakan bentuk penyimpangan atau kejadian anomaly yang tetap harus terkendali [4,10] .
Reaktor  RSG-GAS  didesain  memiliki sistem  keselamatan  inheren  dan  keselamatan teknis  dari  sistem  proteksi    reaktor.  Sistem Proteksi  Reaktor  (SPR)  menerapkan  batasan dan kondisi operasi untuk mencegah terjadinya kondisi abnormal hingga kecelaka- an [2] . Namun demikian, kegagalan SPR dapat menjadi sumber bahaya, berupa reaktor tidak mampu start-up ,  pemadaman  operasi  reaktor secara  mendadak  ( scram ),  dan  bahaya terlampauinya batas keselamatan.
Dengan  demikian,  maka  tujuan  khusus yang ingin dicapai dalam penelitian ini, yaitu: 1. Mencari  pemicu  timbulnya  tindakan protektif scram oleh SPR. 2. Mencari  penyebab  paling  dasar  dari scram oleh  pemantau fluks  neutron khususnya kanal Unbalanced Load (UBL) dari SPR.
3. Melakukan evaluasi terhadap setiap faktor penyebab dasar kejadian ketidak- seimbangan beban/daya (UBL).

## TINJAUAN TEORITIS
Bahaya didefinisikan sebagai sesuatu atau sumber yang berpotensi menimbulkan cedera atau  kerugian  baik  kepada  manusia,  proses, property,  dan  lingkungan.  Sumber  bahaya meliputi  bahaya  internal  yang  dapat  berasal dari bahan/material, alat/mesin, proses, lingkungan  kerja,  metode  kerja,  cara  kerja, maupun  produk,  dan  bahaya  eksternal  yang berasal dari lingkungan dan manusia [6] .
Metode identifikasi bahaya dalam penelitian  ini,  diantaranya  digunakan Fault tree  analysis (FTA).  FTA  merupakan diagram  logika  yang  digunakan  untuk mewakili  masing-masing  dampak  dari  suatu peristiwa dan penyebab dari suatu
peristiwa [5] .  Diagram  ini  juga  menyatakan ilustrasi bebas  dari  rangkaian  potensi kegagalan  peralatan  atau  kesalahan  manusia yang  dapat  menimbulkan  kerugian.  Istilah- istilah  dan simbol  dalam  FTA disajikan pada Tabel 1.
Tabel 1. Istilah dan simbol dalam metode FTA [5] Istilah Simbol Keterangan Event Penyimpangan yang tidak diharapkan dari suatu keadaan normal pada suatu komponen dari sistem Top Event Kejadian yang dikehendaki pada “puncak” yang akan diteliti lebih lanjut ke arah kejadian dasar lainnya dengan menggunakan gerbang logika untuk menentukan penyebab kegagalan Logic Event OR        AND Hubungan logika antara input (penyebab) dinyatakan dalam AND (“dan”) dan OR (“atau”).
OR menunjukan output terjadi jika salah satu input terjadi. AND menunjukan bahwa output terjadi hanya jika semua input terjadi. Transferred Event Segitiga yang digunakan simbol transfer. Simbol ini menunjukkan bahwa uraian lanjutan kejadian berada di halaman lain. Undeveloped Event Kejadian dasar ( Basic Event ) yang tidak akan dikembangkan lebih lanjut karena tidak tersedianya informasi. Basic Event Kejadian yang tidak diharapkan yang dianggap sebagai penyebab dasar sehingga tidak perlu dilakukan analisa lebih lanjut. Inhibit gate AND khusus. Output disebabkan oleh satu input setelah memenuhi kondisi tertentu. Conditioning event Kondisi batasan khusus yang diterapkan pada suatu gerbang. Kejadian ouput terjadi jika kejadian input terjadi dan memenuhi kondisi tertentu.
Sumber: Vesely, WE (1981), Fault Tree Handbook , Washington DC US NRC.
Tujuan keselamatan nuklir secara teknis (keselamatan  reaktor)  diwujudkan  melalui penerapan  pertahanan  berlapis  ( defense  in depth ),  yang  meliputi [1] :  1)  Pencegahan kegagalan operasi dengan desain konservatif, 2)  Pencegahan  kejadian  operasi  menjadi kecelakaan,  3)  Pengendalian  kecelakaan
dasar desain, 4) Pengendalian untuk menjaga agar lepasan zat radioaktif serendah mungkin, dan  5)  Mitigasi  konsekuensi  radiologi  untuk lepasan  zat  radioaktif.  Sistem  pertahanan pada  tingkat  ke-2  dan  pada  tingkat  ke-3 sebagai  bagian  yang  dievaluasi  dalam penelitian ini.
Tabel 2. Setting batas operasional dari variabel pemantau kerapatan fluks neutron -SPR, reaktor RSG-GAS [8] No. Variabel Proses Nilai Batasan Waktu Merespon Unit Logik Parameter kerapatan fluks n Kode Kanal 1 rentang awal (batas bawah) JKT01 CX811, 821 n-flux ≤ 2 cps n.a 1 dari 2 rentang awal (batas atas) JKT01 CX811, 821 n-flux ≥ 10 5 cps n.a 1 dari 2 2 rentang menengah, respon periode JKT02 CX811, 821 T Periode < 15 detik 2435 ms 1 dari 2 rentang menengah, respon daya JKT02 CX811, 821 Daya > 5% (5x10 -4 A) 235 ms 1 dari 2 3 rentang daya ( take over detector ) JKT03 CX811, 821, 831, & CX841  ≥ 3% P N n.a 2 dari 3 4 rentang daya - unbalanced load JRE/JRF/JRG10 FX804 S az >  0,16 235 ms 2 dari 3 / 1 dari 4*) 5 rentang daya -
negative floating
(-  /  t) JRE/JRF/JRG10 FX803 Fl.lim.val. ≈ 0 neg.,  ≥ -1,5% 235 ms 2 dari 3 6 N 16 -koreksi–
positive floating (+  /  t)
JRE/JRF/JRG10 FX802 Fl.lim.val . ≈ 0 pos.,  ≥ +0,5% 235 ms 2 dari 3 7 Daya reaktor terkoreksi N 16 JRE/JRF/JRG10 FX801 & JRF10 FX805  corr.  > 109% (32,7 MW) 235 ms 2 dari 3 Keterangan: Sumber: Bab XVI, LAK RSG Rev. 10.1 (edit) *)   1 dari 4  berlaku hanya untuk detektor Sistem  proteksi  reaktor  harus  didesain mampu menginisiasi tindakan protektif secara otomatis untuk menghentikan kejadian awal  dan  untuk  mempertahankan  reaktor tetap  dalam  kondisi  selamat  serta  mencegah tidak  terlepasnya  zat  radioaktif  ke  ling- kungan [1] .  Jenis  tindakan  protektif  yang dipicu  oleh  SPR  adalah  saling  kunci pengoperasian  reaktor;  pemadaman  operasi reaktor  secara  cepat/tiba-tiba  ( scram , safety control rod axe man ); dan pengaktifan ragam keselamatan  teknis  lainnya [10] . Scram reaktor merupakan proses penghentian operasi
reaktor  secara  tiba-tiba,  apabila  parameter batasan  dan  kondisi  operasi  reaktor  ter- lampaui. Variabel proses/pemantau parameter operasi  reaktor  pada  SPR,  membandingkan nilai  terukur terhadap  nilai  batas  operasi  dan masing-masing  dibuat  dalam  2  (dua)  atau  3 (tiga)  unit  pemantau redundant [8] .Kanal pemantau  fluks  neutron  merupakan  sistem instrumentasi  yang  mendeteksi,  mengukur, dan  mengolah  data  besaran  atau  populasi neutron  di  teras  reaktor.  Berikut  data  kanal pemantau dan pemroses fluks neutron di teras reaktor RSG-GAS, ditunjukan pada Tabel 2.
2 - o u t - o f - 3 Computing circuit for unbalanced loads Computing circuit for the N 16 -corrected neutron flux density N 16 - activity Neutron flux density Source range Intermediate range Period Intermediate range Power range 1 & 1 & 1 JK T 0 1 C X 8 1 1 JK T 0 1 C X 8 2 1 JK T 0 2 C X 8 1 1 JK T 0 2 C X 8 2 1 JK T 0 3 C X 8 1 1 JK T 0 3 C X 8 2 1 JK T 0 3 C X 8 3 1 JK T 0 3 C X 8 4 1 JA C 0 1 C R 8 1 1 JA C 0 1 C R 8 2 1 JA C 0 1 C R 8 3 1 1 - o u t - o f - 2 1 - o u t - o f - 2 1 - o u t - o f - 2 1 - o u t - o f - 2 1 - o u t - o f - 2 2 - o u t - o f - 3 2 - o u t - o f - 3 2 - o u t - o f - 3 2 - o u t - o f - 3 2 - o u t - o f - 3 < m i n > m a x < m i n > m a x P e r i o d < m i n P o s F l o . l i m i t v a l . < 0 > 1 0 9 % S a z > m a x D y > m a x S R H Reactor Scram JRZ 11 ( 2 c p s ) ( 1 . 1 0 5 c p s ( 1 . 1 0 - 7 A ) ( 5 % ) ( 1 5 s ) < 1 % ≥ 3 % N e g F l o . l i m i t v a l . < 0 S R H & 2 - o u t - o f - 3 Mass flow in the primary coolant system & JE -0 1 C F 8 1 1 JE -0 1 C F 8 2 1 JE -0 1 C F 8 3 1 2 - o u t - o f - 3 m < m i n LEGEND 1 S R H & Limit value monitor Store "OR" logic gating "AND" logic gating Protective action (clearly safety oriented) Protective action (not clearly safety oriented)
Sumber: LAK RSG-GAS Rev. 10.1 Tahun 2011
Gambar 1. Gerbang logik pemantau fluks neutron -sistem instrumentasi dan kendali (SIK) SPR RSG-GAS [8] (edit)

## METODE PENELITIAN
Penelitian ini mengikuti metode penelitian analisis kualitatif (kualitatif deskriptif).  Kualitatif,  untuk  mengetahui penyebab  lebih  mendasar  dari  terjadinya scram sedangkan  deskriptif,  untuk  peng- gambaran  kondisi  dan  kinerja  dari  kanal pantau SPR khususnya kanal UBL.
Pengumpulan  data  dapat  menggunakan sumber primer dan sumber sekunder. Sumber primer  adalah  sumber  data  yang  langsung memberikan data kepada pengumpul data dan sumber  sekunder  merupakan  sumber  yang tidak  langsung  memberikan  data  kepada pengumpul  data,  misalnya  lewat  dokumen. Untuk menjaga validitas data dalam penelitian  dilakukan  triangulasi,  baik  dari metode  atau  dari  sumber  data.  Triangulasi metode merupakan cara memperoleh informasi dengan metode yang berbeda, yaitu observasi,  menelaah  dokumen,  serta  me- lakukan  wawancara.  Sedangkan  triangulasi sumber  diperoleh  dari  narasumber  dengan kode RSG-1 s/d RSG-6.
Selanjutnya melakukan
evaluasi penyebab scram menggunakan  FTA.  Berikut ini  beberapa  aturan dalam  membangun Fault Tree [7] : 1. Tulis  semua  pernyataan  kejadian  sebagai kesalahan  atau  kalimat  negatif,  tentukan jenis kegagalan dan batasannya.
2. Kegagalan  sistem  menggunakan  gerbang AND, OR, INHIBIT, atau tidak menggunakan gerbang sama sekali.
3. Kondisi  kegagalan  komponen  selalu menggunakan OR.
4. Suatu gerbang tidak boleh secara langsung  dihubungkan  dengan  gerbang yang lain.
5. Pada  gerbang  OR, input menyebabkan output .
6. Pada gerbang AND definisikan hubungan sebab,  keterkaitan  antar  penyebabnya, satu input tidak  menyebabkan  terjadi output .
7. Gerbang  INHIBIT  menyatakan  hubungan antara  satu  kesalahan  dengan  kesalahan lain tetapi harus disertai kondisi.

## HASIL PENELITIAN
1)  Deskripsi  Pemicu  Timbulnya Scram di Reaktor RSG-GAS
Batasan  dan  kondisi  operasi  kerapatan fluks  neutron  atau  daya  sebagai  pemicu kejadian scram yang  diinstruksikan  oleh sistem  proteksi  reaktor [8] ,  terjadi  apabila
(khusus pada operasi daerah daya): A. Pada daerah
operasi menengah ( intermediete  range ),  dipantau  oleh  unit JKT02, yaitu:
1. Fluks  neutron  pada  jangkauan  menengah tidak tersedia minimal 10 -7 A.
2. Kerapatan fluks  neutron pada  jangkauan menengah terlalu tinggi, maks 5% daya.
3. Pengoperasian  reaktor  pada  jangkauan menengah  memiliki  periode  yang  terlalu kecil, minimal 15 detik.
B.1.  Pada  daerah  operasi  daya  ( power range ), dipantau oleh unit JKT03, yaitu:
1. Operasi  pada  daya  rendah  dengan  moda konveksi alam, lebih dari 1% daya.
2. Operasi  pada  tingkat  daya  (  ≈  3%) sebelum  dilakukan  pemindahan  ( take over )  dari  unit  pemantau fluks  neutron intermediate ke power range . B.2.  Pada daerah operasi daya ( power range ) pengolahan  data  logik,  dipantau  oleh unit JRE/F/G10, yaitu:
1. Kerapatan fluks  neutron terkoreksi  N 16 dalam kanal jangkauan daya terlalu tinggi, maksimal 109%.
2. Transien  reaktivitas  positif  pada  kondisi kerapatan  fluks  neutron  terkoreksi  N 16 terlalu tinggi, maks 0,5%.
3. Transien reaktivitas negatif dari kerapatan fluks neutron terlalu tinggi, maks -1,5%.
4. Sinyal  pengukuran  beban  tak  seimbang melebihi nilai batas sebesar 16%.
2) Menentukan Penyebab Dasar Kejadian
Scram pada Kanal UBL di Reaktor RSG- GAS
Scram yang  terjadi  harus  senantiasa dapat teridentifkasi penyebabnya. Keseringan kejadian  tersebut  tetap  menjadi  gangguan pelayanan kualitas terhadap pelanggan, sebagaimana informasi yang diperoleh berikut ini:
“Dengan sering terjadinya scram ,  secara  QA akan  mengganggu pelayanan  kualitas  kepada pelanggan  sehingga  akan  dapat  merugikan
pelanggan.  Secara  keselamatan,  scram  yang sering  terjadi  harus  dilakukan  evaluasi” (RSG-6).
Dari  hasil  penelitian  melalui  data rekaman  laporan  operasi [9] ,  kejadian scram yang  terindikasi  pada  kanal  pemantau/ pengolah  data fluks  neutron dapat  dirinci, sebagai berikut:
Tabel 2. Jumlah kejadian scram pada indikator kanal fluks neutron SPR [9]
No.  Kanal Fluks Neutron SPR Jumlah Scram 1. Kanal daerah awal ( start-up range ) JKT01 CX 1 kali 2,13% 2. Kanal daerah menengah ( intermediete range ) JKT02 CX 13 kali 27,66% 3. Kanal daerah daya ( power range ) JKT03 CX 16 kali 34,04% 4. Kanal logik ketidaksetimbangan daya ( unbalanced load ) JRE/F/G10 FX 804 16 kali 34,04% 5. Kanal logik negatif floating ( negativefloating limit value ) JRE/F/G10 FX 803 1 kali 2,13% 6. Kanal logik positif floating ( positivefloating limit value ) JRE/F/G10 FX 802 0 0 7. Kanal Daya terkoreksi N16 JRE/F/G10 FX 801, JRF10 FX805 0 0 Jumlah 47 kali 100% Sumber: Hasil Telaah Dokumen Laporan Operasi, PRSG, 2012-2015. Berikut ini, penjelasan kondisi pelaksanaan  operasi  ketika  kejadian scram yang  terekam  pada  laporan  operasi  menurut pantauan operator reaktor, yaitu:
Scram pada  indikator  logik  UBL;  dari  16 kejadian diasumsikan bahwa:
- 8  (delapan)  kejadian  karena  kondisi gangguan  SIK  dari  JKT03  CX811-831 yang dibuktikan dengan adanya perbaikan atau  penggantian  komponen  dan  juga reaktor sedang melakukan iradiasi sampel.
- 5 (lima) kejadian karena kondisi gangguan  SIK  dari  JKT03  CX841  yang berdampak  langsung  pada  ketidak  se- imbangan  daya  dan  juga  reaktor  sedang melakukan iradiasi sampel.
- 2  (dua)  kejadian  murni  terbaca  sebagai kejadian  UBL  baik  saat  iradiasi  atau gangguan SIK dari JRE10 FX804.
Menurut SAR Rev.7 Chapter 15.2.3 dan
LAK Rev.10-1 Bab XVI.D.4.7 dan Bab VIII
B.2.4 [10] , penyebab scram yang terpantau oleh JRE/F/G10  FX804  yaitu  karena  terjadi penyimpangan fluks neutron dari suatu posisi lebih  dari  16%  dan  kegagalan  sistem instrumentasi pada kanal daerah daya. Kedua hal  tersebut  disebabkan  karena  gangguan reaktivitas  pada  posisi  di  teras,  faktor hot kanal, dan kerusakan JKT03 CX841. Penyebab  gangguan  reaktivitas  adalah  posisi loading iradiasi  dan  pengosongan  tabung berkas.  Penyebab  lainnya,  karena  jatuhnya batang kendali.
Sedangkan  dari  hasil  wawancara  terkait penyebab scram yang terpantau oleh JRE/F/G10  FX804,  diperoleh  pernyataan sebagai berikut:
“Iya,  kerusakan  atau  kegagalan  sistem instrumentasi  memenuhi  kriteria  pemicu scram ” (RSG-1). “ Scram rata-rata  berasal  dari  kegagalan sistem instrumentasi batang kendali. Perkiraan awal dari kerusakan pada detektor, lalu  diketahui  bahwa fluks  neutron telah tinggi” (RSG-2). “Ya,  ..Kerusakan  pada  JKT03  CX811  maka UBL terlewati lebih dari 16%” (RSG-3). “Karena pengaruh peningkatan resistansi dari sistem instrumentasi, dan UBL dari resistansi intrumentasi bisa direkayasa” (RSG-4). “Gangguan  satu  saja  (sistem  instrumentasi) menimbulkan  kondisi unbalanced  load ” (RSG-5). “Benar…,  dan  sebagai  penyebab  paling dominan  karena ageing ,  penggantian  yang tidak sesuai spektek ” (RSG-5).
Dan akibat  lainnya secara umum,  terungkap- kan sebagai berikut:
“Akibat  pemasukan  atau  penarikan  batang kendali secara tidak merata, akibat masuknya target  iradiasi  di  satu  posisi,  dan  adanya pengujian  absorber  di  posisi  kisi  H-10” (RSG-1).
“Terjadi  karena  kesalahan  mengatur  batang kendali…  dan  kemungkinan  karena  penum- pukan sampel pada satu posisi saja” (RSG-2). “Perkiraan  awal  dari  kerusakan  pada detektor…,  lalu  diketahui  bahwa  fluks neutron telah tinggi” (RSG-2).
Data  hasil  telaah  dokumen  dan  hasil wawancara  secara  keseluruhan  dipadukan urutan penyebab kejadiannya pada tabel 6.
B. Monitor JRE10 FX804 hasil observasi
Gambar 2. 1 Foto indikator UBL (JRE10 FX804) dalam satuan persen (%)
Monitor  pemantau  ketidak  seimbangan daya  pada  operasi  daerah  daya  (Gambar2) hanya satu penampil dalam satuan %. Satuan %  (persen)  berasal  dari  nilai  perbandingan rata-rata fluks tertinggi dengan fluks terendah dari  empat  posisi  pantauan  di  teras.  Nilai batas  perbedaan  tertinggi  diseting  pada  nilai nominal 16%.
C.  Evaluasi  kejadian scram pada  JRE/F/G10
FX804 menggunakan Diagram FTA Sebagaimana langkah membangun FTA [6,7] ,  diperoleh  diagram  FTA  sebagai kejadiandari  indikator  pengolah  kerapatan fluks neutron daerah daya ketidakseimbangan beban (UBL):
Tabel 6. Kejadian scram pada indikatorkanal logik unbalanced load -JRE/F/G10 FX804 No. Indikasi dan Batasan Penyebab Pertama Penyebab Kedua Penyebab Ketiga Penyebab keempat 1. Kondisi nilai fluks neutron di teras tidak merata. *(1,2) Batasan: 16% Gangguan reaktivitas pada posisi di teras.*(1) Handling/ loading iradiasi.*(1,2) - - Pengosongan tabung berkas iradiasi.*(1) Gangguan sistem instrumentasi. *(1,2) Penuaan.*(2) Resistansi meningkat/ korosi, HV low .*(2) Lampaui jangkau ukur.*(2) Detektor tidak sesuai spektek.*(2) Kesalahan handling BK.*(1,2) Jatuhnya salah satu BK.*(1) - Kesalahan pengaturan oleh operator.*(2) BK kompensasi tidak optimal.*(2) Fluks neutron di teras sudah tinggi.*(2) - - - Faktor hot kanal.*(1)
Ket: * (1): hasil telaah dokumen LAK dan Lap. Operasi RSG (2): hasil wawancara
b e f h d k l m o g i p j Scram a Computing circuits for unbalanced load R S c b x n d 1

## Keterangan:
R = Gangguan kanal logik pemantau/proses fluks n lain S = Kenaikan aktivitas N 16 pada pendingin primer a = Ketidakseimbangan beban terkoreksi daya P N16 b = Gangguan reaktivitas pada posisi di teras c = Fluks neutron di teras reaktor sudah tinggi lebih dari normalnya d 1 = d = Gangguan sistem instrumentasi e = Gangguan handling dan loading iradiasi di teras f = Pengosongan tabung berkas iradiasi
g = Kesalahan handling BK h = BK kompensasi tidak optimal i = Jatuhnya salah satu BK
j = Melampaui seting/skala ukur
k = Penuaan
l = Korosi/resistansi jaringan meningkat
m = HV detektor melemah
n = Faktor hot channel
o = Detektor baru tidak sesuai spektek
p = Kesalahan pengaturan BK
x = ∆Φ n ≤ 16%
Gambar 3. Diagram logik penyebab scram pada JRE/F/G10 FX804

## PEMBAHASAN
1) Pemicu timbulnya scram reaktor
Scram yang  terindikasi  dipicu  karena terlampauinya batasan dan kondisi parameter fluks  neutron/daya  reaktor  dari  SPR,  terdata sebanyak  47  kejadian  dan  16  kali  terindikasi pada  UBL.  Indikasi  awal  setiap  kejadian  ini sebagian  besar  sesuai  dengan  fungsi  dari masing-masing  unit  pemantau  sistem  terkait keselamatan operasi reaktor, namun sebagian masih  merupakan  asumsi  atau  catatan  sesaat dari  petugas  pengoperasi  reaktor  yang dituangkan  dalam  laporan  kejadian  operasi reaktor [9] . Namun sebagaimana yang tertuang dalam program sistem manajemen RSG-GAS bahwa  salah  satu  misi  pelayanan  kualitas operasi  maka  diharapkan  kejadian scram ( unplanned  shutdown  reactor )  karena  faktor internal  boleh  terjadi  kurang  dari  5  kali  per tahun.  Walaupun  kejadian scram tersebut adalah  sebagai  fungsi  dari  Sistem  Proteksi Reaktor  dalam  mencegah  kecelakaan  operasi reaktor  RSG-GAS,  tetapi  bahwa  kejadian scram merupakan  gangguan  yang  harus dievaluasi dan diketahui penyebabnya (RSG- 6).  Penghentian  operasi  ( scram )  yang  tidak diketahui  penyebabnya  dianggap  sebagai kegagalan operasi.
2)   Penyebab dasar kejadian scram di reaktor RSG-GAS
Dari  hasil  telaah  dokumen,  wawancara (RSG-1,  RSG-2,  RSG-4,  RSG-5,  dan  RSG- 6),  dan  observasi;  evaluasi  lebih  fokus  dan terarah dengan menampilkan kejadian melalui  diagram  FTA [10] .  Sehingga  s cram yang  terindikasi  pada  daerah  operasi  tingkat daya  tinggi  oleh  pengolah  data  UBL (JRE/F/G10 FX804), yaitu:
1. Terjadinya  kondisi fluks  neutron atau kondisi  daya  yang  terpantau  di  teras reaktor  tidak  merata  ( event  a ;  pada
Gambar  3,  lihat point a).  Ketidakrataan atau UBL dibatasi sebesar 16%.
Ketidakrataan fluks  neutron diantaranya disebabkan  oleh  kondisi fluks  neutron pada  sebagian  posisi  di  teras  sudah  lebih tinggi ( event c ).
2. Terjadinya konsentrasi fluks neutron pada satu titik yang disebut sebagai hot channel factor ( event  n ).  Kejadian hot  channel adalah  terkonsentrasinya  energi  panas pada suatu titik baik di elemen bakar atau pada suatu titik, di teras reaktor yang jauh lebih  tinggi  dari  posisi  lainnya.  Kejadian hot channel dapat mengakibatkan terjadinya pelelehan pelat elemen bakar [8] .
Akan  tetapi  kejadian  ini  belum  mendapat evaluasi penyebab lebih lanjut.
3. Gangguan reaktivitas pada suatu posisi di teras ( event b ) yaitu berasal dari handling dan loading sampel  iradiasi  ( event  e ), kejadian  pengosongan  tabung  berkas iradiasi  ( event  f ),  terjadinya  kesalahan handling batang  kendali  (BK)  ( event  g ),
dan terjadinya kegagalan sistem instrumentasi ( event d ), yang juga terbaca sebagai sinyal unbalanced load .
Kesalahan handling BK  disebabkan karena  kesalahan  pengaturan  BK  oleh operator,  ketidakoptimalan  kondisi  BK kompensasi,  dan  kejadian  terjatuhnya salah  satu  BK  saat  operasi.  Selain  itu, kegagalan  sistem  instrumentasi  dapat disebabkan  oleh  penggantian  detektor yang  tidak  sesuai  spesifikasi  teknisnya atau  detektor  lama  mengalami  proses penuaan ( event k ).
4. Kejadian  point  1)  s/d  3)  di  atas,  dalam pemrosesan  keputusan scram masih
dipengaruhi oleh kondisi kenaikan aktivitas  gamma  N 16 pada  pendingin primer  ( event  S ),  atau  mempunyai  syarat sebagai  kombinasi  kejadian  bersama. Tetapi nilai ketidaseimbangan beban tidak tergantung  pada  aktivitas  N 16 .  Hal tersebut  berbeda  secara  logika  dengan referensi, sehingga diagram gerbang logik pada  Bab  VIII  LAK  perlu  mendapat evaluasi dan validasi.
5. Terjadinya  kegagalan  atau  kerusakan sistem instrumentasi kendali dari
pemantau fluks  neutron daerah  daya (terutama JKT03 CX841) secara otomatis dianggap  sebagai unbalanced  load oleh JRE/F/G10  FX804.  Sehingga unbalanced load yang  terdeteksi  tidak  menunjukan ketidakseimbangan fluks  neutron di  teras apabila  diketahui  terdapat  gangguan sistem  instrumentasi  dan  kendali  (SIK) dari  unit  pemantau  dan  pengolah  data fluks neutron.
3)  Evaluasi  faktor  penyebab  dasar  dari kegagalan operasi reaktor RSG-GAS
Penyebab kejadian scram
yang mengakibatkan  kegagalan  operasi  reaktor sebagai  asumsi  dari  indikasi  yang  tertuang pada  laporan operasi [9] secara umum, sebagai berikut:
1. Kegagalan  sistem  instrumentasi  dan kendali  (SIK)  yang  bersamaan  dengan proses iradiasi.
2. Pengaruh  gangguan  dari  sampel  iradiasi, terutama  iradiasi  diposisi  CIP,  iradiasi bersamaan  antara  FPM  (U-235),  atau bersama  dengan  sampel  Topaz,  serta penggunaan fasilitas beam tube . 3. Kondisi  UBL  tetapi  dengan  penyebab kerusakan SIK.
Sedangkan penyebab scram dari evaluasi  menurut  telaah  dokumen  (PRSG, 2011),  hasil  wawancara  (seluruh  informan), dan observasi adalah, sebagai berikut: Kondisi fluks neutron pada sebagian posisi di teras  sudah  lebih  tinggi  perlu  mendapat penelitian  lebih  lanjut,  sedangkan  faktor  lain yang perlu perhatian, yaitu kejadian pengosongan  tabung  iradiasi  dan handling sampel iradiasi. Untuk kondisi kegagalan SIK dari  unit  JKT03  terutama  CX841  dan jatuhnya  salah  satu  BK,  akan  langsung terbaca  sebagai  ketidakseimbangan  beban dan menyebabkan scram reaktor.

## KESIMPULAN
Berdasarkan  hasil  penelitian  untuk melakukan  evaluasi  penyebab scram pada kanal UBL-sistem proteksi reaktor, diperoleh beberapa kesimpulan sebagai berikut: 1. Pemicu  timbulnya scram yang  terpantau oleh  sistem  proteksi  reaktor  khususnya pada  kanal  pemantau fluks  neutron saat operasi  daya  tinggi  (daya  nominal)  di reaktor RSG-GAS, yaitu: - Kerapatan fluks  neutron ,  daya  reaktor,
atau  pembebanan  di  empat  posisi  tidak merata.
- Transien  reaktivitas  negatif  terlalu tinggi.
- Transien  reaktivitas  positif  pada  daya terkoreksi N 16 terlalu tinggi.
- Kerapatan fluks  neutron atau  daya terkoreksi N 16 terlalu tinggi.
2. Penyebab dasar dari setiap kejadian scram pada operasi reaktor RSG-GAS dari  hasil
penelitian ini, adalah sebagai berikut:
Scram pada  operasi  tingkat  daya  tinggi (pada kanal unbalanced load ):
- Kondisi  fluks  neutron  di  beberapa  titik di teras sudah lebih tinggi.
- Gangguan handling dan loading iradiasi.
- Terjadinya  pengosongan  tabung  berkas atau fasilitas iradiasi di teras.
- BK  kompensasi  tidak  optimal  atau jatuhnya salah satu BK.
- Detektor  baru  tidak  sesuai  spesifikasi awal,  korosi  dan  melemahnya  pasokan sumber daya listrik.
- Terjadi  panas  lokal  pada  EB  ( hot channel factor ).

## DAFTAR REFERENSI
1. BAPETEN.  (2011).  Peraturan  Kepala
Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 1 Tahun 2011 tentang: Ketentuan keselamatan reaktor nondaya, Jakarta. 2. BAPETEN.  (2013).  Peraturan  Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 9
Tahun 2013 Tentang: Batasan dan kondisi operasi reaktor nondaya, Jakarta.
3. Blandford,  E.  D.,  &  Ahn,  J.  (2012). Examining  the  nuclear  accident  at Fukushima  Daiichi .  Elements, 8 (3),  189– 194.  http://doi.org/10.2113/  gselements. 8.3.189.
4. Kuntoro,  I.  (2014).  Evaluasi  kinerja sistem  keselamatan  reaktor  RSG-GAS selama  beroperasi  25  tahun,  Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol XI, tahun 2014.
5. Mannan, S. (2005). Lee’s Loss Prevention in  the Process Industries 3 rd Edition . US: Elsevier.
6. NRC, US. (1981). Fault Tree Handbook 7 . Priminta,  Galih  E.  (2012,  Mei  07). Metode fault tree analysis . http://
galihekapriminta.blogspot.co.id  /2012/05 metode-fault-tree-analysis . html. Diunduh tanggal 14 Juni 2016. 8. PRSG. (2011). Laporan analisis keselamatan (LAK) RSG-GAS Rev. 10.1,
Pusat  Reaktor  Serba  Guna-BATAN, 2011, Serpong.
9. PRSG.  (2012-2015).  Laporan  operasi reaktor  RSG-GAS,  rekaman  kegiatan operasi  reaktor  per  siklus  operasi  tahun 2012-2015. PRSG-BATAN.
10. Sukmana,  J.  (2016).  Evaluasi  penyebab scram dari kanal pemantau fluks neutron - sistem  proteksi  reaktor  dalam  mengan- tisipasi  kecelakaan  pada  pengoperasian reaktor nuklir RSG-GAS. Tesis, Universitas Indonesia, Depok.