Penggunaan Field Programmable Gate Array (FPGA) pada reaktor nuklir sudah dilakukan sejak 2016, terutama diaplikasikan pada perangkat Sistem Instrumentasi dan Kendali (SIK). FPGA sebelumnya sudah diujikan pada rancangan Sistem Proteksi Reaktor (SPR) dan Engineered Safety Feature – Component Control System (ESF-CCS) reaktor daya tipe APR1400. Dengan adanya rencana peremajaan SIK reaktor serbaguna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) pada bagian SPR, diharapkan sistem berbasis FPGA juga dapat diimplementasikan pada reaktor riset. Dengan pertimbangan nilai ekonomi, keamanan dan juga keandalannya, FPGA yang berbasis perangkat keras dinilai akan lebih aman dari serangan jaringan, lebih murah dari Programmable Logic Controller (PLC) yang berbasis perangkat lunak dan proses verifikasi dan validasinya yang lebih sederhana. Untuk menjamin berlangsungnya performa SPR RSG-GAS, proses digitalisasi perangkat kendali tidak dapat dihindari dan sebaiknya dilakukan. Penelitian ini membahas siklus perancangan berbasis FPGA yang diawali dengan mengkaji dokumen panduan terkait sistem yang penting untuk keselamatan terutama yang berbasis FPGA agar dapat mengacu kepada persyaratan, baik untuk perancangan perangkat keras maupun perangkat lunak, proses reverse engineering hingga proses validasi. Hasil dari penelitian ini bertujuan agar pada proses desain dalam upaya peremajaan SPR RSG-GAS dapat mengikuti metode yang telah disyaratkan terkait perancangan SIK berbasis FPGA untuk reaktor riset, sehingga dapat mempermudah proses perolehan ijin dari badan pengawas tenaga nuklir untuk dapat dilakukan penggantian desain SPR berbasis FPGA.
SAFETY CORE APPROACH FOR THE SYSTEM WITH HIGH DEMANDS FOR A SAFETY AND RELIABILITY DESIGN IN A PARTIALLY DYNAMICALLY RECONFIGURABLE FIELD-PROGRAMMABLE GATE ARRAY (FPGA)
