PEMBANGKIT LlSTRI K TENAGA NUKLI R

SISTIM AIR BERAT (HWR)

IYOS SUBKI & ARLI NAH KUSNOWO *)

ABSTRAK

PEMBANGKIT LlSTRIK NUKLIR SISTIM AIR BERAT (HWR). Dewasa ini telah "da sebesar 6000 MWe

pembangkit Iistrik tenaga nukl ir sistim air berat (Heavy Water Reactor _ HWR) dalam kondisi operasi,dalam tahap konstruksi dan tahap menunggu keputusan (committment). Hal ini menunjukkan bahwClsistim ini menggunakan teknologi yang sudah teruji secara komersiil. Disini akan diuraikan gambaranteknis dari sistim HWR, statusnya dewasa ini dan prospek pengembangan dimasa depan. Masalahstandarisasi sistim nuklir digambarkan khususnya yang mempengaruhi layout bangunan, konstruksibongunan reaktor beserta komponen_komponennya, konstruksi calandria, sistim primer dan elemenbahanbakar nuklir. Prospek ekonomis dari sistim HWR di negara berkembang terletak pada kenyataanbahwa berbagoi komponen sistim HWR dapat diproduksi di negara berkembang termasuk komponen_komponen seperti el emen bahanbakar nukl ir, oir berat, instrumentasi reaktor dan jiko industri lokalsudah maju dapat pula diproduksi komponen_komponen lainnya. Harga ongkos pembangkitan sistimHWR (tanpa D20) berbeda secara marginal dengan harga pembangkitan listrik sistim nuklir lainnya.Sel isih harga ini dapat dengan mudah dikompensir berkat harga bahanbakar sisti m HWR yang jauhlebih murah. Kertas ini juga akan membicarakan prospek pengembangan sistim HWR lebih lanjutkhususnya untuk menaikkan effisiensi thermis, penur~nan biaya modal dan mempercepat skedulkonstruksi •

1. PENDAHULUAN

Pembicaraan tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (P.L.T.N.) tipe air berat(HWR) dalam kesempatan ini, harus dibatasi pada sistim yang telah teruji, mempunyaipengalaman operasi cukup lama dan prospek pengembangan yang baik di kemudian hari.

Dengan demikian kita harus menekankan kepada P. L. T. N. sistim CANDU (CANadaDeutirium Uranium) reaktor beserta beberapa variannya.Sistim CANDU _ HWR mempunyai karakteristik teknis berikut:

_ Menggunakan tabung tekan (pressure tubes)_ Moderator D20 pada tekanan rendah_ Bahan bakar uranium alam

_ On_load fuell ing •

*) Pusat Reaktor Atom Bandung, BATAN

63

Dmj segi fisis sistim CANDU berpegang teglJh pada ekonomi neutron, dengan meng­gunakan air berat (D20) sebagai moderator don material strukturil dengan sifat

nukl;r yang ist;mewa.Prinsip ekonomi neutron memungkinkan penggunaan uranium alam sebagai bahon bakardengan burn_up tinggi dengon hasil ekonomi bahan bakar yang terbaik dewasa inidipegang oleh sistim HWR tipe CANDU.

Elemen bahan bakar sistim CANDU sangat sederhana, hanya terdiri dari 6 buah

komponen utama, memuat uranium alam dalom bentuk U02• Dengan demikian dapatdiproduksi di negara berkembang.

Komponen utama dari sistim pembangkit uap nuklir adalah: calandria beserta tabungcalandria (Zr_2) yang memuat moderator D20 Dada temperatur don tekanan rendah,tabung tekanan (Zr_2, Zr_Nb) yang memuat elemen bahan bakar nuklir serta pendinginD20 pada tekanan don temparatur tinggi, end shield - perisai pada woktu shutdowndon end_fitting untuk sambungan yang rapat dengan fuell ing machine pada waktuoperasi penambahan bahan bakar.

Sistim kendali teras reaktor meliputi booster adjuster rods untuk pengendolian daya,D20 level untuk pengendalian daya, shut_off rods untuk keamanan don poisoninjection juga untuk keamanan.

Design daripada sistim CANDU dewasa ini mengambil banyak pelajaian darioperasi NPD don Douglas Point, don tohap design sekarang merupakan design generadketiga )'ang secara teknologi telah terbukl-i dan telah beroperasi secara eko:1omisdon dapat bersaing dalam tender internasional. Operasi Pickering telah membuktikanteknologi don ekonomi sistim CANDU yang meliputi: design concept, on_powerfuelling, low fuelling cost, neutron economy don heavy water management. Daripengalaman operasi don pengemballgan yang terus menerus duo hal khas sistim CANDUperl u di catat yai tu: penggantian cal andria tube don pressure tube tel ah teratasipenggantian el emen yang rusak sambi! beroperasi.

Prospek pengembangan sistim CANDU sangat baik, secara evolutif sistim CANDUdapat rroengarah kepada sistim CANDU_BLW (pendinginan dengan air mendidih),CANDU_OCR (pendinginan dengan bahan organik) don CANDU_Th. (penggunaansikl us Th _ U_233), yang semuanya mengarah kepada biaya pembangkitan yang Iebihiendah.

2. BANGUNAN DAN STRUKTUR SISTIM

!3angunan reaktor melindungi: reaktor don sistim samping, sistim primer, mesinbahan bakar don instrumentasi. Diagram sistim ini dapat dipelajari dengan memper­hatik.:m beberapa gambar yang tersedia.

Karnponen strukturil yang utama dari sistim ini meliputi:

_ struktur isolasi dari beton pratekan_ 51ruk tur beton intern_ calandria vault dari beton.

2.1. Struktur isolasi

Sistim isolasi menjamin bahwa penduduk sekitar hanya akan menerima dosisradiasi yang diperbolehkan jib terjadi suatu kece!akaan reaktor (maximum credibleacci dents).

Struktur isolasi terbuat dari beton pratekan terdiri atas tiga unit: bangunan/ dinding

silindris, segmen atop sferis don pelot fondasi. Sistim isolasi dirancang untuk menahantekanan sebesar 33,3 psia don kecepatan kebocoran sebesar 0.5 % per hari. Kriteriaini harus dibuktikan dengat'l evaluasi keamanan sistim nuklir yang lengkap.

64

CANDU POWER REACTORS IN OPERATION UNDER CONSTRUCTION OR COMITTED

Name or

PowerNucl eor

Date of

Locotion

TypeMW(e)Design

UtilityFirstNET

Power

N P D Ralphton

PHW22AECL & CGEOntorio Hydro 1962

Dauglas Point

PHW208AECLOntorio Hydro 1967

KANUPP

PHW125CGEKorachi EIectri c Suppi y Corp., 1971

West PakistanRAPP 1

PHW203AECLDAE India 1972

RAPP 2

PHW203AECLDAE India 1974

Gentilly 1

BLW250AECLHydro_Quebec 1971

Pickeri ng

PHW4 x 514AECLOntario Hydro 1971_1973

B-ruce

PHW4 x 732AECLOntario Hydro 1975_1978

Gentilly 2 #

PHW600AECLHydro Quebec 1979

Rio Tercero #

PHW600AECLC6misi6n Nacional de Energia Atomica,1979

Argenti naPickering B *

PHW4 x 500AECLOntario Hydro 1980_1982

Bruce B *

PHW4 x 750AECLOntario Hydro 1980_1982

Bowmanville *

PHW4 x 750AECLOntario Hydro 1982_

Total

15195 MW(e)

* Announced

# Advanced Negotiotions

2.2. Bangunan reaktor intern

Bagian interna dari bangunan reaktor dibagi atas bagian_bagian:

2.2.1. Daerah dingin (accessible area)

Dimana pekerjaan dapat dilaksanakan dalam kondisi reaktor beroperasi. Daerahini berada dalam beton pratekan yang dapat menahan tekanan diferensial don merupakanpula perisai radiasi.

2.2.2. Daerah panas (Bo iIer area)

Di Iuar daerah dingin, bagian dari bangunan reaktor merupakan daerah panas(Boiler area) meliputi: reaktor beserta tempatnya (reaktor vault), sistim perpindahanpanas don moderator, daerah operasi mesin bahan bakar (fuelling machine) don daerahsistim samping.

Reaktor vault adalah tanki beton dengan lapisan baja don berisi air, yang menyanggahcalandria don end shields.

Di daerah ini orang hanya dapat bekerja jika reaktor tak beroperasi.

65

2.3. Ruangan perawatan (Service Building)

Bangunan utama lain dari $UQtu PLTN, di samping Reaktor Building (Bangunanreaktor) adalah service building dan meliputi antara lain workshops, laboratorium,fresh fuel storage, dan used fuel temporary storage.

2.4. Ruangan turbin (Turbine building)

Dalam ruangan ini terdapat turbogenerator, sistim samping, sistim distribusiIistrik don kran untuk i nstalasi turbogenerator.

3. SISTIM PEMBANGKIT UAP DAN SISTIM SAMPING

Reaktor terdiri atas struktur calandria dengan tabung calandria, tabung tekanan,yang berisi elemen bahan bakar dan pendingin D2 0, calandria sendiri berisi airberat sebagai moderator dan ref! ektor •Calandria di dalam tanki reaktor disanggah oleh end shields. Yang terakhir inimerupakan perisai pada waktu operasi dan shut down dan disanggah oleh tanki reaktoryang terbuat dari beton.

3.1. Kanal elemen bahan bakar

Kanal bahan bakar terbuat dari tabung tekan Zr_Nb dan pada ujung_ujungnyaterdapat end fj tti ng. Seti ap kanal mengandung el emen bahan bakar, pendi ngi n ai rberat pada tekanan dan temperatur tinggi. Dimensi dari pada tabung tekan untuksistim HWR pada saat ini adalah sebagai berikut:

_ diameter dalam: 103,4 mm_ tebal : 4,16 mm

Dirancang sesuai dengan ASME boil er and pressure vessel code.

3.2. Sistim pengendalian reaktivitas

Untuk optimasi daya reaktor, burn_up, dan mengatasi keracunan Xenon digunakanbatang-batang pengatur dari Cobol t atau batang-batang booster yang mengandunguranium diperkaya.Untuk memperbaiki distribusi neutron dalam ruang, mengingat bahwa sistim HWR dimanainstabilitas ruang dapat terjadi, maka diperlukan pengendalian reaktivitas ruang.Dalam hal ini digunakan beberapa "liquid zone control". Mekanisme dari pada"Liquid Zone Control" ini dirancang seperti "Liquid Shut down System"

Di samping sistim di atas, pengendalian distribusi neutron dibantu pula oleh batangpengontrol padat.Untuk memberhentikan operasi reaktor (shut down) baik dalam keadaan normal maupundarurat digunakan "Shut off rods" terbuat dari cadmium dalam stainless steel doninjeksi "liquid poison".

3.3. Sistim moderator

Air berat dalam calandria digunakan untuk memperlambat neutron cepat agarberfissi secara intensif dengan U235di dalam bahan bakar. Air berat tersebutdiresirkulasikan untuk membuang panas di dalam sistim moderator, memeJihara ke_murniannya dan mengendalikan tingkat aktivitas moderator. Sistim moderator beradadalam tekanan rendah dengan Helium digunakan sebagai "Cover gas" di atas D20.

Di samping sistim di atas terdapat juga sistim pengumpul D20 (D20 collection system)yang dari sisi nanti akan dikirim kembali ke sistim pembersih atau ke calandria.

66

3.4. Sistim perpindahan panas primer

Sistim ini mensirkulasikan pendingin D20 pada tekanan tinggi untuk meng­ekstraksi panas dari el emen bahan bakar dan mentransfernya ke sisti m uap di dal ampembangk it uap (Steam Generators).Sistim transfer panas mempunyai tug as dan karakteristik:

a. sirkulasi fluida setiap saat pada waktu reaktor beraperasi dalam keadaan shut downdan pada waktu diadakan pemel iharaan.

b. setiap pompa mempunyai roda gila untuk mencegah kondisi kehilangan pendinginan.c. pendinginan pada waktu shut down yang terpisah dapat digunakan jika pembangkit

uap (steam generator), pompa_pompa pri mer sedang diperbaiki.d. pemurnian dengan fil ter penukar ion dan pengel uaran gas, dil aksanakan untuk

pengendalian kimia dari sistim pendingin.e. sistim pendinginan darurat disediakan untuk mendinginkan elemen bahan bakar

jika terjadi insiden kehilangan pendingin.

3.5. S i s t i m sam pin 9

Sistim samping meliputi sistim pendinginan perisai, sistim pendinginan darurat,sistim untuk penyimpanan bahan bakar bekas, sistim untlJk men transfer resin, "liquidzone control system" dan "annul us gas system".

3.6. Sistim bahan bakar (fuel handling system)

Sisti mini mel iputi peral atan untuk menyi mpan bahan baKar baru, untuk memasuk_kan dan mengel uarkan bahan bakar dal am keadaan reaktor beroperasi dan tempatpenyimpanan semen tara bahan bakar bekas. Mesi n bahan bakar (fuel! ing machine)adalah suatu sistim elektro pneumatic yang sangat rumit don dikendalikan dengankomputer. Secara garis besar operasinya dapat dilihat pada diagram yang tersedia.

3.7. Sistim pengelolaan D20

Di dalam sistim HWR segal a usaha harus dilakukan untuk mencegah kebocoranair berat dari reaktor, untuk menangkap kembal i dan memurnikan D20 yang lolos.Berbagai usaha telah dilakukan untuk mengurangi kebocoran D20 seperti penggunaansambungan Ias, pemisahan sistim D20 don H20, penyediaan "recovery system" untukD20. Ruangan di dalam reaktor dibuat kering sehingga kebocoran D20 dapat segeradideteksi.

Di dal am bangunan reaktor terdapat "D20 suppl y system", "D20 recovery system","D20 clean up system" don "D20 upgrading system" (berada di luar bangunanreaktor ).

4. SISTIM TURBO GENERATOR

Sistim ini terdiri dari pada unit turbo generator, sistim condensasi don D20.

Turbo generator mempunyai poras tunggal (si ngl e shaft). Kondisi uap pada bebanpenuh bertekanan 658 psi a don temperatur 2580 C t.s.v., dengan siklus pemanasanulang menggunakan uap pada outlet turbin tekanan tinggi.Start up, operasi normal don shut down dikendalikan dari control room. Pada waktustart up atau penol akan beban partiil, kel ebihan uap dial irkan ke kondensator melal uisistim turbin by pass.Sistim kondensotor dirancang untuk menerima uap by pass sebagai berikut:

67

_ 100 % dari pada aliran uap untuk waktu yang singkat sambil daya reaktordi turunkan •

_ 70 % al iran uap secara konti nu.

5. 1NSTRUMENTASI DAN SISTIM PROTEKSI

Perancangan sistim instrumentasi kendal i dan proteksi di dasarkan atas perkembanganteknologi mutakhir untuk mencapai derajad keandalan yang tinggi dari pada sistimpembangkit, menjamin keamanan bagi personil maupun publ ik pada umumnya.

Sistim digital komputer digunakan untuk pengendalian, penyimpanan data, datadisplay, dan pengendalian fuelling machine.Keandalan dari pada sistim komputer ini telah ditunjukkan dari pengalaman melebihi99%. Fungsi -Fungsi dari digital computer control antara lain:

_ pengaturan daya reaktor_ pengendalian beban sistim_ pengendal ian tekanan uap_ distribusi fluks

_ temperature kanal pendingin

Sistim proteksi pada umumnya didasarkan atas "two out of three basis" dan mendasar_kan atas falsafah "fail safe".

1nstrumentasi reaktor mel iputi pengukuran al iran kanal pendi ngi n, pengukuran temperaturekanal pendingin, deteksi elemen yang rusak dan pengukuran daya neutron.

Sistim pengendalian reaktivitas telah disinggung pada bab 2, sedang sistimpengendal ian daya reaktor dan beban sistim dapat diikuti pada gambar yang tersedia.

6. BAHAN BAKAR NUKLIR

Reaktor menggunakan bahan bakar uranium alam dalam bentuk uranium dioksida

padat berbentuk silindris (pellet). Kira_kira 29 pellet ditumpuk di dalam kelongsongzi rcall oy membentuk satu batang bahan bakar. Beberapa batang bahan bakar ini(19 _ 37) disusun untuk membentuk suatu cluster bahan bakar silindris (Iihat gambar).Di bawah ini ditunjukkan data umum dan dimensi beberapa tipe bahan bakar:

NetNo. ofBundl e

SpacingTypePurposeoutputel ements

diametermethod(MWe)

(mm)

A

Douglas Point2081982,5Wire_Wrap

1st charge B

Douglas Point2081982,5Brazed

NPDSpl it Spacer

Replacement Fuel

22

C

Pi ckeri ng 50028103,5Brazed

1st chargeSpl it Spacer

D

Gentilly 25018103,5Brazed

1st chargeSpl it Spacer

68

Di dalam merancang elemen bahan bakar nuklir (cluster) perlu ditinjau rancangannukl ir (nucl ear design) yang menentukan distribusi daya radial, daya maksimum,distribusi temperature, dan tekanan gas dal am cI uster .Sebagai contoh tabel di bawah menunjukkan hasil analisa nuklir.

Position Burn upBurn upzero

120 MWh/kg U

Outer Rods

1.01.0

Intermedi ate Rods

o .7930.8137

Inner Rods

0.6920.725

Center Rods

0.66250.688

Average Power in Bundles0.873

0.887Average Power in Outer Rods

Dal am design el emen bahan bakar kemampuan irradiasi nya dibatasi 01 eh integralkonduktivitas (J A d 8) yang menentukan daya maksimum per batang bahan bakar.Hingga sekarang J Ad 8 dibatasi sampai 48 wattl cm.

Dalam rancangan hidrolik (Hydrolic design) dari elemen bahan bakar dipelajarivibrasi lenturan dari pada cluster yang dapat memungkinkan apa yang di~ebut "frettingcorrosion" di lain pihak juga harus diperhatikan tekanan jatuh melalui cluster.

Tahap terakhir dari pada rancangan adalah rancangan mekanis (mechanical design)mengingat bahwa cluster menderita tekanan luar karena aliran air, tekanan dari dalam01 eh gas fissi dan temperature gradi ent •Dengan demikian diharapkan suatu cI uster yang stabil secara geometris dan dimensional,selanjutnya kita tinjau berbagai gambar yang tersedia.Sistim cluster bahan bakar untuk reek tor CANDU telah terbukti mempunyai kemampuanoperasi yang tinggi. Reaktor CANDU yang beroperasi sekarang tahun 1973 telahmengiradiasi 45000 cluster dengan kegagalan sebesar kurang dari 0,5%. Pengembanganlebih lanjut akan masih menurunkan jumlah bahan bakar yang gagal dan dewasa initelah dikembangkan sistim bahan bakar baru yang disebut sistim CANLUB yang mem_mempunyai kemampuan operasi sebagai di tunjukkan pada diagram berikut:

* Indicates evidence of fail ure

600

5400-:--..

~400-'=0,c:II>

"-

booaa..

2000 MWd / tu

12 standardel ernents

600

E~3';~400-'=0,c:II>

..:::: 12000 MWd /tubooa

a.. 8 CANLUBELEME NTS

oo 8 16

oo 8 16

HOURS AT HIGH POWER DAYS AT HIGH POWER

69

7. ASPEK KESELAMATAN

Sistim pembongkit listrik nuklir adalah suatu instalasi yang sangat oman. Meskipundemikian segala usaha untuk menjamin keselamatan personil dan publik umumnya harus

dilaksanakan baik pada operasi rutin maupun pada kondisi insiden.Pada operasi rutin jaminan keamanan dilakukan melalui monitoring dan pengelolaan

sampah radioaktif. Hal ini merupakan tugas rutin dari kelompok proteksi radiasi dantidak akan dibicarakan lebih lanjut di sini.

Konsep keamanan reaktor (reactor safety) didasarkan atas jaminan mutu (qual ityassurance) dan pengendal ian mutu (qual ity control) dalam setiap tahap dari padadesign, manufacturing, konstruksi dan operasi. Dengan falsafah ini maka kemungkinanterjadinya insiden akan kecil sekali, tetapi kalaupun terjadi insiden maka akibatnyaakan minimal.

Secara teknis ada 4 barrier yang menghalangi kemungkinan masuknya radioaktipitaske dalam lingkungan (keluar dari sistim reaktor), yaitu matriks bahan ba~ar uraniumoksida, kelongsong Zr_2, sistim primer dan sistim isolasi beserta pendingin bahanbakar darurat (ECC). Di lain pihak rancangan teras dari sistim CANDU adalahsedemikian rupa sehingga excess reactivitinya sangat kecil, jadi tidak memungkinkanreacti vi ty acci dent. Sisti m ai r berat di dal am CA N DU juga merupakan "heat sink"sehingga jika terjadi pengurangan kapasitas pendingin tidak menimbulkan overheatingkepada kelongsong bahan bakar.

Sisti m shut down cepat juga membantu mengurangi effek terhadap Ii ngkunganseandai nya suatu insi den terjadi.

Hingga dewasa ini CANDU _ HWR memegang "safety record" yang terbaik danhal ini akan terus diperbaiki dengan program jaminan kwalitas dari sistim.

Sebagai suatu pegangan umum dapat dikemukakan batas dosis pada kondisi ';nsidenseperti di bawah i ni (IC RP 9 _ 1966).

RADIATION DOSE LIMITS FOR ACCIDENT CONDITIONS

Single failuresDual fa ilures

External

ExternalWhole

ThyroidWholeThyroidBody

I _ 131BodyI _ 131

IndividualPopul ation

0.5 rem3rad 25rem 250rad

104

man rem104man rad106man rem106 man rem

8. PENGALAMAN OPERASI DAN PERKEMBANGAN DESIGN

8.1. Pengalaman operasi

Seperti telah disinggung terdahulu sistim CANDU _ HWR di dunia ini mempunyaikapasi tas sekitar 6000 MW (e) dalam kondisi operasi maupun dalam tahap konstruksi.Dari sejumlah 14 unit NPD, Douglas Point, Pickering (1, 2, 3, 4), KANUPP dan

RAPP dalam kondisi operasi sedang Gentilly 1 dalam kondisi shut down (karena D20digunakan untuk Pi ckeri ng) sedang Bruce (1, 2, 3, 4) dal am tahap konstruksi.

70

Perlu dijelaskan bahwa NPD (22 MWe _ net) dimaksudkan untuk membuktikan konsepreaktor CANDU dan untuk tujuan ini NPD telah beroperasi dengan baik.

Douglas Poi nt (208 MWe _ net) merupakan suatu prototype bagi sistim pembangkitkomersiil. Sistim ini telah mengalami berbagai kesulitan pada awalnya, akan tetapisejak 1970 Douglas Point telah mencapai tingkat "maturity" dengan diatasinya berbagaimasalah kebocoran D20 dan kesulitan pada fuelling machine. Dewasa ini padajaringan Ontario Hydro, Douglas Point merupakan salah satu unit dengan faktor bebanyang tinggi.

Pembangkit listrik Pickering sejak 1971 menunjukkan record yang luar biasa dalamkeandalan maupun kemudahan operasi sebagai sistim komersiil. Sistim ini hanya meng_gunakan waktu yang singkat saja dari kritis pertama (first critical ity) sampai mencapaibeban penuh, terutama sekali unit 3 dan 4 hanya memerlukan waktu masing_masing18 dan 12 hari. Tabel 8-1 menunjukkan faktor beban sejak mencapai beban penuh.

TABEL 8 _ 1

CAPACITY FACTOR _ SINCE FIRST FULL POWER

Unit First Full PowerFrom First Full PowerFrom 23 October 1972No.

Until 30 June 1972Until 31 Jul y 1973

1

May1971 71,9% 89,4 %

2

November 1971 86,5 %62,4 %

3

May1972 92,3 %80,4 %

4

May1973 - 85,8 %

Tabel 8_2 menunjukkan faktor beban bulanan untuk Pickering unit 1, 2 dan 3.

TABEL 8 _ 2

MONTHL Y CAPACITY FACTORS _ %Unit

December 1972January 1973February 1973March 1973April 1973

1

100,0 99,599,688,699,1

2

78,0 97,299,997,199,4

3

93,5 99,9100,098,798,4

Fuell ing machi ne merupakan al at pengendal i reakti vi tas yang sangat penti ng agarburn up bahan bakar tinggi untuk mencapai biaya operasi yang rendah. Fuellingmachi ne dengan design terbaru mempunyai keandal an hampi r 100 % berarti pul a dewasaini jarang sekali terjadi outage disebabkan oleh fuelling machine. Perlu dicatatbahwa setiap minggu jumlah reloading adalah kira_kira sebesar 1,5% dari seluruhelemen dalam calandria.

71

Sistim recovery untuk air berat sudah cukup effektip sebagai ditunjukkan dalamgambar 8_1 dan 8_2, dapat diperki rakan bahwa kehil angan D20 merupakan kerugian

sebesar kurang dari 1 % biayo pembongkiton sel uruhnya.Pengalaman operasi NPD dan Douglas Point selalu ditrapkan dalam design sistim

CANDU berikutnya. Khususnya dalam pengembangan sistim primer yang dapat diandalkan.Sistim'"ini meliputi pompa primer, katub, generator uap dan sambungan_sambunganpipa. Eval uasi dari system design dari komponen di atas dapat dil ihat pada tabel 8_3berikut, dengan tujuan menurunkan "seH consumption" dan mempertinggi keandalan.

TABEL 8 _ 3

EVALUATION OF HEAT TRANSPORT SYSTEM DESIGN

Douglas PointPickeringBruce

Net reactor power_MWe

203512732

Main pumps per reactor No. X kW

10 x 93016 x 14004 x 8200

Boil ers per reactor _ No X Mg/ h

8 x 14512 x 2458 x 525

(evaporation rate) Percent of channels with flow measured

100%5 0;95%

Approxi mate No. of non Wel ded

30001000250

joints per reactor, excluding fuel channel closure sealsApproxi mate No. of val ves per reactor_ packed stem

200017075

_ bellows seal ed

570500

Di dalam "Commissioning" dari unit pembangkit listrik CANDU setiap pengalamandigunakan sebaik_baiknya untuk mempersingkat skedul yang diperl ukan. Ini dapatdilihat pada gambar berikut untuk Pickering (1, 2,3,4).

72

GAMBAR 8 _ 1

2.5

2.0 ~-....

C)::..::

44.09030.21

REV.2.1972

V>V>

o-'1.5 I­

Zw-'~::)ow

u..0l-V> .30

0~V~O'-- N

.25v>0 -'-'0~Z«"- ~* .20::"::0 "-co

::)u..00 .15

No<°0u..1-OV«I-LI... .10V>>- 01-V- V«"-« .05V«0Z~

JAN::) V>..•....•

V>w «

e

UNIT 1

------ UNIT 2

/I

./- --e_, MATURITY TARGET'e

" ,,,,,,,'",.•... , .-'-- - ..... --

JUN

1.0

0.5

"­ww::..::

"­::)I-Z::)

TREND IN HEAVY UPKEEP PICKERING UNITS 1 & 2

(3 MONTH AVERAGE) AUGUST 4, 1972

--- UNIT 1

---- -- UNIT 2

GAMBAR8 _ 2

~

0)-"0q:g•...•

.15u..

.140I-

.13VI 0 .12U

~O

.11

-" '"

.10,0 .09Vlo :::JZ .08~«

V')?fl.

.07VlO

.06000-'u.. .0500 "'~

.04°0 u..1-

.03OU « .02I-u-

VI>-.0101- U-0U « JANc... «U«0Z~::>VIVI«

flY - -- -",, ,/ " ",,

-- -----.----- - --

TRENDS IN HEAVY WATER LOSSES PICKERING UNITS 1 & 2(3 MONTH AVERAGE) AUGUST 4, 1972

-.

1.0

.9~

.8----

0)-".7

wI-~.6

VIVI.5

0-'"".4

wI-«~.3

>->.2

«wJ:

.1 044.09030.18

REV.2.1972

Unit 1

Unit 2

Unit 3

Unit 4

Critical Full Power In servi ce

o 2 4 6 7

Weeks

8 10 12 14 16 18 20 22

PROGRESSIVE DECREASE IN PERIODS NEEDED TO START UP

SUCCESSIVE PICKERING UNITS

Pengal aman dengan bahan bakar nukl i r U02 sangat extensi ve don merupakan juga

sistim bahan bakar yang outstanding, salah satu kontribusinya dapat dil ihat antara

lain pada penurunan commissioning period seperti ditunjukkan pada gambar di atas.

Di lain pihak sampai 1973 dari 45000 cluster bahan bakar kurang dari 0,5% yang

gagal.

8.2. Pengembangan design

Dol am bi dang i ni pengembangan sudah barang tentu di tuj ukan untuk menurunkan

biaya pembangkitan listrik nuklir dengan jolon penyederhanaan sistim, peningkatan

keandalan don mempersingkat waktu konstruksi.

Salah satu pengembangan dalam design telah disebutkan pada waktu menyinggung

system transport panas pri mer (8_1 ).

Dalam design teras reaktor kita dapat meninjau tabel 8_4 dimana telah dilakukan

optimasi diameter tabung tekan dari 8,25 cm (Douglas Point) menjadi 10,34 cm

(Pickering don Bruce) dengan akibat duo hal yaitu:

_ ukuran calandria yang optimal don

_ keno ikon daya reaktor perkanal pendingin.

Pengembangan material khususnya Zr_Nb memungkinkan kenaikan design stress dari

16000 menjadi 21000 psia untuk pressure tube yang memungkinkan kenaikan temperatur

pendingin don juga menaikkan effisiensi termis.

Selanjutnya design dari pada sistim kendali telah juga mempengaruhi burn up dari

pada bahan bakar seperti terl ihat pada tabel 8_4 di bawah:

75

TABEL 8 _ 4 SLECTED PARAMETERS

Douglas PointPickeringBruce

1,2,3,4.

1,2,3,4.

1. Net output (nom)

MWe2034 x 5084 x 750

2. Diameter of Cal andri a I

Cm599 804846

3. Length of Core

Cm500,4594594

4. No. of Pressure tubes

306390480

5. Diameter of Tubes (and fuel)

Cm8.2510.3410.34

6. Tube Material

Zr_2I & 2 Zr_2Zr_Nb3 & 4 Zr_Nb

(cold worked)( co Id worked)

7. Tube Design Stress

psi16,000 1&2 16,00021 .000

3&4 21,0008. Station Efficiency

%29,129,129,8

9. Reactor Outlet Temperature

°C293 293299

10. Specific Fission Power:Maximum

W/gm 3132.235.8

AverageW/gm 16.8218.921.7

11. Maximum Channel Power MWth

2.755.1255.82

12. Burn_up, average MWd / te

840080009.(,00

13. Total Weight U/Reactor Tonnes

41.592.3114

14. Date Critical

19661971,71,721975, 76, 77& 73

& 78

CONTROL DEVICES

Control FunctionDouglas PointPickeri ngBruce

Power Level

a. 4 absorber uni ta. 14 zone controla. 14 zone controlcompartment

compartmentsb. moderator level

b. boron inb. boron inmoderator

moderatorc. Boron in moderator

Flux tilt

Item a. aboveItem a. aboveItem a. aboveUsed differentially

Used di fferentiall yUsed differentially

Rapid shut down

Moderator dumpa. 11 shut _off rodsa. 28 shut _off rods

b. Moderator dumpb. Poison injection

( slow)Xenon override

Insertion ofRemoval ofInsertion of8 booster un it

18 adjuster rods27 booster rods

76

Konstruksi calandria dan perisai telah berkembang dari Douglas Point sampai Bruce.Perkembangan ini menunjukkan suatu penyederhanaan yang memungkinkan penurunanbiaya modal seperti dapat dil ihat pada Bruce tidak digunakan perisai termis dari bajamelainkan dari air biasa. Gombar 8_3 menunjukkan hal ini dengan jelas.

Demikian juga terdapat perkembangan dalam sistim isolasi dimana dalam sistimdengan multi unit akan lebih ekonomis jika digunakan sebuah vacuum building.

8.3. Prospek perkembangan sistim CANDU _ HWR

Apa yang telah kita bicarakan di atas adalah sistim CANDU _ PHW, yaitusistim dengan pendingin D20 pada tekanan tinggi.Sistim inilah yang mempunyai pengalaman operasi (MW-years) yang tertinggi.

Douglas Point Pickering Bruce

Douglas Point

ARRANGEMENT OF REACTORS AND SHIELDING

Bruce

ReaGtor

oVacuum

CONTAINMENT SYSTEMS

GAMBAR 8 _ 3

77

Meskipun CANDU _ PHW telah meneapai design generasi ketiga, prospek pe_ngembangan lebih lanjut masih terbuka luas hal ini sebagaimana biasa dilaksanakan

secara evo/uti£' Sebagai contoh penggunaan pendingin (D20) da/am keadaan sedikitmendidi h untuk memperbai ki transport panas, pengurangan U_Si _AI (alloy) dengankerapatan lebih tinggi dari U02 akan menurunkan biaya bahan bakar, perbaikansistim primer (mengurangi keboeoran dan korosi) dan plant lay_out yang lebih majuuntuk mempermudah pemeliharaan dan mempereepat konstruksi.

Prospek masa depan selanjutnya dari sistim CANDU ini adalah dengan menggunakanvarian pendingin air mendidih (CANDU _ BLW) dan pendingin zat organik (CANDU ­OCR).

Sistim CANDU _ BLW menurunkan biaya modal sekitar 10% (relatif terhadapCANDU _ PHW) yang disebabkan oleh: kebutuhan D20 lebih sedikit, konsumsi dayaIebih keeil, menggunakan sebuah fuell ing maehi ne, tanpa generator uap, efisiensilebih tinggi, rapat daya lebih tinggi, lebih sederhana dengan akibat skedul konstruksilebih eepat. Gentilly I (250 MWe) merupakan prototip CANDU_BLW dengan bahanbakar U_alam. Penggunaan bahan bakar yang diperkaya dengan U_235 a.tau Pu disatu fihak akan memperbaiki karakteristik di namis sisti m CA NDU_BLW dan menurunkanbiaya modal sebesar 20% dibandingkan terhadap CANDU_PHW.

Sedikit jauh lagi kemasa depan kita mungkin dapat mengembangkan sistim CANDU­OCR. Pengembangan sistim ini didasarkan atas reaktor uji WR-1 (40 MWth) yangmenggunakan pendi ngin terphenyf (HB_40). Keuntungan terl etak pada penggunaanpendingin pada temperatur tinggi dan tekanan rendah memungkinkan kenaikan efisiensidan penurunan biaya modal. Sistim primer tidak terkontaminasi karena produk korosisangat sedikit. Dalam sistim ini masih banyak masalah yang perlu diatasi.

Bagan dari pada ketiga CANDU dapat dilihat pada gambar berikut:

PRESSURETUBES

STEAM TO TURBINE

STEAM "­GENERATOR

REACTOR

HEAVYWATER

- ICOOlANT

WATER FROMCO NDENSER

P H W (Pressuri zed Heavy Water)

HEAVY WATERMODERATOR WATER FROM

CONDENSER

BL W (Boiling Light_Water)

PUMPORGANICCOOLANT

OCR (Organic_Cooled Reactor)

GAMBAR 8 _ 4 SCHEMATICS OF CANDU_PHW, BlW, AND OCR

78

Satu varian lagi perlu disebut adalah CANDU_Th, menggunakan bahan bakarthorium oksida. Beberapa studi telah dilakukan, antara lain penggunaan sistim thorium_oksida dengan kemampuan 50 _ 80 kW(th)/kgTh dengan biaya $ 30._/kgTh setelahirradiasi selama 2 _ 4 tahun menghasilkan 35 MWd kgTh disamping U_233 yangterkandung seharga $ 200._ per kgTh. Masalahnya sekarang adalah bagaimanamemperol eh neutron Iebih untuk irradiasi. Design yang pal ing opti mal ternyatamemerl ukan pengkayaan sampai 1,8 % U_235.

Sampai dewasa ini CANDU memberikan biaya bahan bakar yang terendah dandikemudian haripun hal ini tak akan berubah, dimana CANDU dapat tetap kompetitifterhadap reak tor cepat (Fast Breeder Reactor).

9. RINGKASA N

Pembicaraan sistim CANDU, khususnya CANDU_PHW, telah ditinjau dari segistruktur, sisti m reaktor beserta sistim pri mer, bahan bakar nukl i r, pengembangan design,

pengalaman operasi, keamanan dan prospek pengembangan selanjutnya.Sistim CANDU_PHW dari segi teknologi telah teruji, dari segi ekonomi telah

menunjukkan kompetitif dalam bid internasional dan mempunyai safety record yangbaik.

Patut dicatat bahwa bahan bakar untuk sistim HWR dapat diproduksi sendiri di

negara berkembang tanpa banyak kesul i tan.Hal ini adalah" inherent" dengan sistim HWR yang menggunakan uranium alam.

Tinjauan ekonomi tidak dilakukan lebih mendalam, mengingat bahwa perbedaanbiaya pembangkitan antara satu dengan sistim lain adalah marginal. Di sampingekonomi, hal yang turut menentukan pula adalah masalah warranty dan partisipasi.nasional yang dalam kertas karya ini tak sempat diuraikan.

Pada akhirnya tinjauan politis akan sangat menentukan, dan dalam ha( ini kitadapat bertanya apakah diinginkan untuk swasembada dalam bahan bakar nuklir danberbagai komponen reaktor, apakah perl u membina teknologi nukl ir untuk penyediaanenersi dan pengel 01aan sumber tenaga dan akhi rnya apakah ki ta perl uteri ebi h dahul umenyederhanakan proses pengelol aan sampah radioakti f.

DAFTAR PUSTAKA

1. CANDU nuclear power station _ Basic Information AECL, 1973.2. WILLIAMS, G. H., Douglas Point Station Commissioning, SM_99/28, IAEA _ 1967.3. JO HERSTON, R. C., Karachi Nuclear Power Project: progressive construction

and design features, SM_99/30, IAEA _ 1967.4. MORRISON, W.G., Multi unit Aspects of the Pickering Generating Station,

SM_99/29, IAEA _ 1967.5. GRAY, J.L. and MOON, L.L., Heavy Water Moderated Nuclear Power Reactors,

AECL _ 3660, Ontario, June 1970.6. BENNET LEWIS. w. "~d JOHN FOSTER, S., Canadian Operating Experience

with Heavy Water Power Reactors, AECL _ 3569, Ontario, August 1970.7. HURST, D. G., Improving the Thermal Efficiency of CANDU'S, AECL - 3332,

Ontario, June 1969.8. SMITH, K.L., Recent Progress with Canada's Nuclear Generating Stations,

AECL _ 4357, Ontario, January 1973.9. GRAY, J.L. and MACKAY, I.N., The Present Status and Future Development

of Heavy Water Reactors in Canada, AECL _ 4356, Ontario, January 1973.

79

10. MOON, L.L., Pickering Generating Station, Nuclear Engineering International,June 1970.

11. THOMAS, W.R., Experience with CANDU Nuclear Power Reactors, paperpresented at The Regional Survey and Briefing Course on the Technicaland Economi c Aspects of Nucl ear Power Development Bangkok,December 1973.

12. ROBERTSON, J.A.L., Improved Performance for U02 Fuel, AECL _ 4366.13. MOORADIAN, A.J., Reactor Development (PHW, ABLW, OCR), AECL _ 4275.14. HART, R.G., HAYWOOD, L.R. & PON, G.A., The CANDU Nuclear Power

System: Competitive for the Foreseeable Future, Fourth United NationsInternational Conference on the Peaceful Uses 0f Atomic Energy,A/Conf.49/P/151, Canada, May 1971.

15. BENNET LEWIS, W., Advanced HWR Power Plants AECL _ 4304, Ontario,November 1972.

16. MOORADIAN, A.J., Canada's Nuclear Power Program in Context with Fhat ofthe World, AECL _ 4254, Ontario, June 1972.

17. WATSON, D., Outlook for Heavy Water Reactors, AECL _ 4368, Ontario,January 1973.

18. BATE, D.L.S., MAYES, P.F. & PHILIP, W.S., Costing of Canadian NuclearPower Plants, Fourth United Nations International Conference on thePeaceful Uses of Atomic Energy, A/Conf.49/P/149 Canada, May 1971.

19. HOWIESON, J., The Canadian Nuclear Industry, Fourth United NationsInternational Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy,A/Conf.49/P/155 Canada, May 1971.

20. HAKE, G., BARRY, P.J. & BOYD, F.C., Canada Judges Power Reactor Safetyon Component Qual ity and Rei iabl e System Performance, Fourth UnitedNations International Conference on the Peaceful Uses of Atomi c

Energy, A/Conf.49/P/150, Canada, May 1971.21. BENNETT LEWIS, W., DURET, M.F., CRAIG, D.S., VEEDER, J.I.,& BAIN, A.S.,

Large Scale Nuclear Energy From the Thorium Cycle, Fourth UnitedNations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy,A/Conf.49/P/157, Canada, May 1971.

22. PERRYMAN, E.C.W., Canadian Power Reactor Program Present and Future,AECL _ 4265, Ontario, September 1972.

DISKUSI

SUKARDONO

Untuk menurunkan capital cost, tadi dikatakan penyederhanaan system mempersi ngkatwaktu dan peningkatan keandalan. Mengenai keandalan ini apa keistimewaan(hal_hal khusus) yang dapat disebut pada HWR daripada PLTN jenis lain?

IJOS SUBKI

Penyederhanaan sistim memungkinkan standardisasi komponen sistim don memungkinkanmemungk inkan penurunan biaya modal, karena dupl ikasi dan seri es production.Hal yang khas dari sistim HWR adalah on_load fuelling, yang memungkinkankeandalan yang tinggi dari sistim.

W. MARKHAM

1. Apakah ukuran calandria diameter 8 m panjang 7 m untuk system Reaktordengan daya 600 Mw merupakan "Limiting factor"?

2. Bagai mana ukuran cal andria pada daya_daya yang Iebih besar?

80

3. Mohon dapat disebutkan tempat_tempat di dalam containment reactor di manadipasang Tritium monitor.

4. Mohon dapat diterangkan "the sequence of events" pada poison injectionhingga reactor bisa shut_down.

IJOS SUBKI

1. Ukuran calandria suatu sistim HWR tidak merupakan persoalan.2. Pada daya lebih tinggi ukuran calandria akan lebih besar, tapi tak terlalu

berat seperti pressure vessel, jadi persoalannya lebih ringan dari pada sistimPWR atau BWR.

3. Didalam containment diadakan "sampling" untuk deteksi tritium.4. "Poison injection" akan bekerja jika terjadi "double fault" accident dimana

shut-Off tak dapat bekerja. Cairan yang digunakan adalah gadolinium nitrat.

SUTARYO SUPADI

Barangkali akan lebih jelas bila Saudara dapat menjelaskan perincian fuel failuredari sistim CANDU, apakah disebabkan oleh kesalahan fabrikasi atau kesalahan

pada soot operasi.

IJOS SUBKI

Sampai tahun 1973 diproduksi 45.000 cluster bahan bakar U-alam di Canada,dengan prosentase "defects" sebesar kurang dari 0,5%.Mungkin adanya "defects" di atas menunjukkan masih perlunya "design improvements"pada fuel elements, misalnya dengan CANLUB, yang selalu akan memperbaikiperformance dari fuel jika modus operasi ber _ubah.Tetapi 1% "defects" sebenarnya secara ekonomis dapat dipertanggung jawabkan.

MURSID D.

1. Sebenarnya PLTN yang pertama di Jepang adalah Tokai, GCR (1965) keduaTsuruga BWR (1970), ketiga Mihama_1, PWR (1970) baru Fukushima-1,BWR (1971 ) don seterusnya.

2. Pembiayaan untuk pembangkit Iistrik biasanya mel iputi "grace period", dimanapanjangnya soma atau Iebih dari waktu pembangunan. Selama grace periodpembayaran kembali modal tidak diperlukan. Interest dapat dibayarkan atautidak dibayarkan selama period ini. Bila tidak maka "interest duringconstruction" ini akan ditambahkan pada modal utama.Komentar ini tidak bertentangan dengan keterangan don saran yang telahSaudara berikan.

IJOS SUBKI

1. Dalam kertas karya komi, tidak dibicarakan reaktor mana yang pertama diJepang. Melainkan, ditunjukkan bagaimana partisipasi nasional bertambah darisatu konstruksi PLTN ke yang berikutnya sampai mencapai 100%.

2. Ada berbagai kemungkinan untuk biaya konstruksi, tapi kita tak akan lepasdari I D C ini.

RADIMIN D.

1. Bahan bakar untuk sistim HWR dapat diproduksi sendiri oleh negara_negaraberkembang. Bagaimana kira_kira keandalan kemampuan kita terhadap prospektersebut?

2. Bagai mana3. Bagaimana

bagaimana

prospek negara kita untuk memprodusir D20-nya.schedul ing produksi bahan bakar vs. instalasi PLTN_nya sendirihubungannya dengan manpower kita untuk hal_hal termaksud.

don

81

4. Seberapa jauh kemampuan partisipasi Civil Engineer kita untuk bangunan­

bongunon HWR? Horuskoh pekerjoon-pekerjoon termoksud kito serohkonkepada kontraktor asi ng?

5. Dalam paper disinggung : CANDU dapat tetap kompetitip terhadap reaktorcepat, mohon sedikit uraian mengenai segi_segi kompetitipnya.

IJOS SUBKI

1. Bahan bakar untuk slstim HWR dapat diproduksi di negara berkembang. MasolahQuality Control dan Quality Assurance sangat penting, sehingga bahan bakaryang diproduksi betul_betul memenuhi spesifikasi yang telah ditentukan.

2. Prospeknya : baik. (Lihat jawaban untuk Sdr. Saronto).3. Perkembangan beban Iistrik akan menentukan program instalasi PLTN dan yang

terakhir akan menentukan program instalasi "fuel fabrication plant".Sebagai pegangan kita dapat sebut bahwa untuk HWR dengan daya 600 Mw( e)di perl ukan bahan bakar pertama sebesar 80 ton, dan rei oad setiap tahunnyasebesar 40 _ 60 ton. Ini dapat memberi pegangan tentang besarnya instalasifabrication plant yang harus direncanakan.Tentang "manpower", perencanaan iangka panjang bersama perguruan ti nggi,kiranya dapat diusahakan untuk memenuhi program di atas.

4. Partisipasi sari ana teknik sipil dalam konstruksi adalah besar sekal i. Dalamtahap pertama mungkin kita harus belajar dulu bagaimana design, konstruksidan quality control suatu bangunan PLTN dan jangan dilupakan juga masalahorganisasi don managementnya. Baru pada tahap kedua kita dapat mengambilal ih sel uruh konstruksi i ni dari kontraktor asi ng •

5. Bahwa sistim CANDU berkembang terus secara evolutip, telah soya singgungdalam uraian soya. Dan kemampuan inilah sebenarnya yang selalu menempatkansistim CA NDU pada posisi kompetitip. Lihat keterangan kami untuk Dr. Surjadi.

Dr. SURJADI

Dalam rangka mengatasi krisis enersi dalam jangka menengah, maka diusahakanpemanfaatan bahan bakar secara berhasil guna. Dengan demikian apakah sistim HWRhari depannya akan ditentukan oleh pemecahan masalah recovery dalam reprocessingbohan bakarnya?Bagaimana perkembangan bidang ini.

IJOS SUBKI

Hingga sekarang sistim HWR merupakan sistim paling baik ditinjau dari efisiensipenggunaan uranium alam. Sistim HWR berkembang secara evolutip, ditinjau darisegi teknologi bahan bakar, teknologi pendingin dan pengembangan design padaumumnya, hingga sistim ini dikemudian hari pun akan tetap kompetitip. Reprocessingbahan bakar (ekstraksi Pu) adalah salah satu pengembangan yang juga akanmenempatkan sistim HWR dalam posisinya yang kuat dalam penggunaan sumbertenaga secara efisien, dikemudian hari.

SARONTO

1. Bila pada pengembangan sistim HWR di Indonesia (baca: di negara berkembang)tidak akan terdapat persoalan tentang penyediaan fuelnya (U-olom), opakahjuga tidak akan dijumpai kesulitan dalam produksi moderatornya (D20)?

2. Proses apa yang akan dipergunakan untuk menghasilkan D20 tersebut?Mohon di jel askan •

IJOS SUBKI

1. Penggunaan sistim HWR di Indonesia dan di negara berkembang umumnya tidak

82

akan terhambat oleh masalah Uranium_alam ataupun penyediaan air berat (D20).Keduanya, bahan bakar U-alam dan air berat dapat diproduksi dalam negeri.

2. Proses yang digunakan untuk produksi D20 adalah difusi thermis (ammoniaprocess) dan el ektrol isa •

TAN KOEN LIANG

Suggested literature untuk mempel ajari power reactors secara umum dan kemudianpembahasan berbagai type (introduction dan advanced course).

IJOS SUBKI

1. Glasstone & Sesonske2. M.M. EI Wakil3. I A E A

Ir. ISMAIL ILJAS

:"Nuclear Reactor Engineering" Van Nostrand.:"Nuclear Power Engineering" McGraw_Hili.: Directory of Nucl ear Reactors.

1. Komponen_komponen apa saja yang kira_kira bisa diproduksi di dalam negeri.2. Memproduksi komponen tersebut apakah hanya untuk keperl uan PLTN di

Indonesia sendiri? Atau juga untuk di export? Dalam hal ini kalau hanya untukPLTN dalam negeri saja, apa tidak lebih murah membel i saja?

3. Apa perl u pabrik baru untuk memproduksi komponen_komponen yang Saudaramaksud pada point 1?Dalam hal ini berapa % kira_kira investasinya dari investasi PLTN_nya sendiri.

4. Dari point 1, 2, 3, secara teknis adalah mungkin, secara ideal (humaninvestasi) adalah penting, tapi ekonomis bagaimana? Mengingat sampai dengantahun 2000 Indonesia masih akan punya hutang?(Hutang_hutang yang ada bel um lunas).

IJOS SUBKI

1. Komponen_komponen yang mungkin dapat dibuat/diproduksi dalam negeri untuksistim HWR an tara lain: bahan bakar, D20, instrumentasi dan sistim kendalidan dalam jangka panjang mungkin calandria.

2. Produksi komponen di atas harus menguntungkan dari segi finansiil maupunteknologi. Pada tahap awalnya kita hanya akan men_supply kebutuhan dalamnegeri, tapi jika pasaran luar negeri memungkinkan, tidak ada salahnya kitameng_export _nya.Bisa juga kita terus_menerus membeli dari luar negeri, bila kita terus_meneruspunya uang Iebih, yang mana harus diperol eh dari menjual "resources" yangada secara terus_menerus.

Dengan alternatip yang kami ajukan di atas, kita dapat membina teknologidalam negeri dan sekaligus dapat mengelola "national resources" yong terbatas.

3. Biayanya lebih kurang 5 _ 10% dari biaya PLTN, hal ini tergantung padaj umlah dari macam komponen yang diproduksi. (nukl ir maupun non_nukl ir ).

4. Sistim PLT (Nuklir maupun non_nuklir) yang harus kita pilih haruslah sistimyang memungkinkan partisipasi nasional secara maksimal (misalnya sistim HWR)sehingga devisa yang diperlukan untuk seluruh program kelistrikan adalah minimal.Disini kita tidak saja membangun secara fisik tapi juga membangun kemampuanbangsa untuk memproduksi jasa (teknologi).Sehingga sesudah kita menghutang sekali, kita tak perl u ter:.Js_menerusmenghutang.

ARDI YOGI

Mohon penjelasan tentang hal_hal yang menguntungkan dan tidak menguntungkanditinjau dari segi operasionil dan maintenance_nyo.

83

IJOS SUBKI

Setiap sistim pembangkit mempunyai masalah_masalah operasionilnya sendiri_sendiri.Topi dolom hol ini, kito juga memperol eh bonyok pelojoron yang berhorgo untukmelokukon perboikon, redesign don sebogoinyo.Hol_hol yang meng untungkon ontoro 10in:1. Sistim HWR menggunokon uranium olom, hinggo dopot diperoleh di dolom

negeri.2. On_load refuell ing yang memberikon keondolon yang tinggi.

SURJADI

Bogoimono pendopot Soudoro mengenoi sistim SGHWR?Apokoh persoingonnyo dengon sistim CANDU mirip dengon persoingon ontoro PWRdon BWR?

IJOS SUBKI

Sisttm SGHWR dori segi teknologi sudoh terbukti boik. Bogi Inggeris mungkinsistim ini merupokon perboikon dori sistim yang teloh ado.Penggunoon pongoyoon (enrichment) podo SGHWR menimbul kon perbedoon teknis,operosionil don ekonomis dengon sistim CA NDU.

F. TAMBUNAN

Bogoimono prospek dori penyedioon DzO bogi Feed I don Make Up (yang berupokontinu selomo hidup HWR yang bersongkuton)?

IJOS SUBKI

Penyedioon D20 bogi keperluon PLTN_HWR dopot diloksonokon sendiri olehkemompuon dolom negeri.

SUTARYO SUPADI

"Sekorong, Canada dol am men_suppl y PLTN sisti m HWR, sek'JI igus dol am kontrokdimosukkon pula D20 plant untuk make_up. Sebogoi contoh Korea Seloton".

IJOS SUBKI

Yo, bohkon upgrading, make_up don inventory DzO untuk PLTN berikutnyo dopotditompung dolom kontrok PLTN tersebut.

E. G. SIAGIAN

Bogoimono coronyo untuk menonggulongi : Aspek Thermal Poll uti on dol am SystemHWR ini?

IJOS SUBKI

"Thermal Pollution" dopot dikurongi dengon menoikkon efisiensi thermis don dengonmenggunokon "cooling towers" boik podo sistim pembongkit listrik nuklir moupunnon_nukl ir •

84