PEMBANGKIT SISTIM
IYOS
LlSTRI K TENAGA
AIR BERAT
SUBKI
&
NUKLI R
(HWR)
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 bahwCl sistim ini menggunakan teknologi yang sudah teruji secara komersiil. Disini akan diuraikan gambaran teknis dari sistim HWR, statusnya dewasa ini dan prospek pengembangan dimasa depan. Masalah standarisasi sistim nuklir digambarkan khususnya yang mempengaruhi layout bangunan, konstruksi bongunan reaktor beserta komponen_komponennya, konstruksi calandria, sistim primer dan elemen bahanbakar nuklir. Prospek ekonomis dari sistim HWR di negara berkembang terletak pada kenyataan bahwa 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 lokal sudah maju dapat pula diproduksi komponen_komponen lainnya. Harga ongkos pembangkitan sistim HWR (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 jauh lebih murah. Kertas ini juga akan membicarakan prospek pengembangan sistim HWR lebih lanjut khususnya untuk menaikkan effisiensi thermis, penur~nan biaya modal dan mempercepat skedul konstruksi •
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, mempunyai pengalaman operasi cukup lama dan prospek pengembangan yang baik di kemudian hari. Dengan demikian kita harus menekankan kepada P. L. T. N. sistim CANDU (CANada Deutirium 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 bakar dengan burn_up tinggi dengon hasil ekonomi bahan bakar yang terbaik dewasa ini dipegang 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 dapat diproduksi di negara berkembang. Komponen utama dari sistim pembangkit uap nuklir adalah: calandria beserta tabung calandria (Zr_2) yang memuat moderator D20 Dada temperatur don tekanan rendah, tabung tekanan (Zr_2, Zr_Nb) yang memuat elemen bahan bakar nuklir serta pendingin D20 pada tekanan don temparatur tinggi, end shield - perisai pada woktu shutdown don end_fitting untuk sambungan yang rapat dengan fuell ing machine pada waktu operasi 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 poison injection juga untuk keamanan. Design daripada sistim CANDU dewasa ini mengambil banyak pelajaian dari operasi NPD don Douglas Point, don to hap design sekarang merupakan design generad ketiga )'ang secara teknologi telah terbukl-i dan telah beroperasi secara eko:1omis don dapat bersaing dalam tender internasional. Operasi Pickering telah membuktikan teknologi don ekonomi sistim CANDU yang meliputi: design concept, on_power fuelling, low fuelling cost, neutron economy don heavy water management. Dari pengalaman operasi don pengemballgan yang terus menerus duo hal khas sistim CANDU perl u di catat yai tu: penggantian cal andria tube don pressure tube tel ah teratasi penggantian el emen yang rusak sambi! beroperasi. Prospek pengembangan sistim CANDU sangat baik, secara evolutif sistim CANDU dapat rroengarah kepada sistim CANDU_BLW (pendinginan dengan air mendidih), CANDU_OCR (pendinginan dengan bahan organik) don CANDU_Th. (penggunaan sikl us Th _ U_233), yang semuanya mengarah kepada biaya pembangkitan yang Iebih iendah. 2. BANGUNAN
DAN STRUKTUR SISTIM
!3angunan reaktor melindungi: reaktor don sistim samping, sistim primer, mesin bahan 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 51 ruk tur beton intern _ calandria vault dari beton.
_
2.1.
Struktur
isolasi
Sistim isolasi menjamin bahwa penduduk sekitar hanya akan menerima dosis radiasi yang diperbolehkan jib terjadi suatu kece!akaan reaktor (maximum credible acci dents). Struktur isolasi terbuat dari beton pratekan terdiri atas tiga unit: bangunan/ dinding silindris, segmen atop sferis don pelot fondasi. Sistim isolasi dirancang untuk menahan tekanan sebesar 33,3 psia don kecepatan kebocoran sebesar 0.5 % per hari. Kriteria ini harus dibuktikan dengat'l evaluasi keamanan sistim nuklir yang lengkap. 64
CANDU
POWER
REACTORS
IN
OPERATION
UNDER
Power Utility Type 1982_ 250 BLW AECL 1979 500 1980_1982 4 203 x600 750 1971 732 514 PHW 1971_1973 1975_1978 AECL 208 22 DAE &AECL CGE India 1972 1962 1967 125 1974 CGE 15195 MW(e) C6misi6n Nacional de yEnergia Ontario Hydro MW(e) Ontorio Korachi Ontorio EIectri Hydro c First Suppi Corp., Atomica, Hydro PHW Quebec Hydro_Quebec Nucl eor Design Name or # Advanced Negotiotions
Pakistan na
*
Date of
CONSTRUCTION
OR
COMITTED
Power
Announced
2.2.
Bangunan Bagian interna
reaktor
intern
dari bangunan
reaktor
dibagi
Daerah dingin (accessible area) Dimana pekerjaan dapat dilaksanakan ini berada dalam beton pratekan yang dapat pula perisai radiasi.
atas bagian_bagian:
2.2.1.
dalam kondisi reaktor beroperasi. Daerah menahan tekanan diferensial don merupakan
2.2.2.
Daerah panas (Bo iI er area) Di Iuar daerah dingin, bagian dari bangunan reaktor merupakan daerah panas (Boiler area) meliputi: reaktor beserta tempatnya (reaktor vault), sistim perpindahan panas don moderator, daerah operasi mesin bahan bakar (fuelling machine) don daerah sistim samping. Reaktor vault adalah tanki beton dengan calandria don end shields.
lapisan
Di daerah
jika reaktor
ini orang hanya dapat
bekerja
baja don berisi air,
yang menyanggah
tak beroperasi.
65
2.3.
Ruangan
perawatan
(Service
Building)
Bangunan utama lain dari $UQtu PLTN, di samping Reaktor Building (Bangunan reaktor) 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, Iistrik don kran untuk i nstalasi turbogenerator.
sistim samping,
sistim distribusi
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 air berat sebagai moderator dan ref! ektor • Calandria di dalam tanki reaktor disanggah oleh end shields. Yang terakhir ini merupakan perisai pada waktu operasi dan shut down dan disanggah oleh tanki reaktor yang terbuat dari beton. 3.1.
Kanal
elemen
bahan
bakar
Kanal bahan bakar terbuat dari tabung tekan Zr_Nb dan pada ujung_ujungnya terdapat end fj tti ng. Seti ap kanal mengandung el emen bahan bakar, pendi ngi n ai r berat pada tekanan dan temperatur tinggi. Dimensi dari pada tabung tekan untuk sistim HWR pada saat ini adalah sebagai berikut: _ diameter dalam: 103,4 mm _ tebal : 4,16 mm Dirancang sesuai dengan ASME boil er and pressure 3.2.
Sistim
pengendalian
vessel code.
reaktivitas
Untuk optimasi daya reaktor, burn_up, dan mengatasi keracunan Xenon digunakan batang-batang pengatur dari Cobol t atau batang-batang booster yang mengandung uranium diperkaya. Untuk memperbaiki distribusi neutron dalam ruang, mengingat bahwa sistim HWR dimana instabilitas 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 batang pengontrol padat. Untuk memberhentikan operasi reaktor (shut down) baik dalam keadaan normal maupun darurat digunakan "Shut off rods" terbuat dari cadmium dalam stainless steel don injeksi "liquid poison". 3.3.
Sistim
moderator
Air berat dalam calandria digunakan untuk memperlambat neutron cepat agar berfissi secara intensif dengan U235di dalam bahan bakar. Air berat tersebut diresirkulasikan untuk membuang panas di dalam sistim moderator, memeJihara ke_ murniannya dan mengendalikan tingkat aktivitas moderator. Sistim moderator berada dalam 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 am pembangk it uap (Steam Generators). Sistim transfer panas mempunyai tug as dan karakteristik: a. b. c. d. e.
3.5.
sirkulasi fluida setiap saat pada waktu reaktor beraperasi dalam keadaan shut down dan pada waktu diadakan pemel iharaan. setiap pompa mempunyai roda gila untuk mencegah kondisi kehilangan pendinginan. pendinginan pada waktu shut down yang terpisah dapat digunakan jika pembangkit uap (steam generator), pompa_pompa pri mer sedang diperbaiki. pemurnian dengan fil ter penukar ion dan pengel uaran gas, dil aksanakan untuk pengendalian kimia dari sistim pendingin. sistim pendinginan darurat disediakan untuk mendinginkan elemen bahan bakar jika terjadi insiden kehilangan pendingin. 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, "liquid zone 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 tempat penyimpanan semen tara bahan bakar bekas. Mesi n bahan bakar (fuel! ing machine) adalah suatu sistim elektro pneumatic yang sangat rumit don dikendalikan dengan komputer. 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 kebocoran air berat dari reaktor, untuk menangkap kembal i dan memurnikan D20 yang lolos. Berbagai usaha telah dilakukan untuk mengurangi kebocoran D20 seperti penggunaan sambungan Ias, pemisahan sistim D20 don H20, penyediaan "recovery system" untuk D20. Ruangan di dalam reaktor dibuat kering sehingga kebocoran D20 dapat segera dideteksi. Di dal am bangunan reaktor terdapat "D20 suppl y system", "D20 recovery system", "D20 clean up system" don "D20 upgrading system" (berada di luar bangunan reaktor ).
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 beban penuh bertekanan 658 psi a don temperatur 2580 C t.s.v., dengan siklus pemanasan ulang menggunakan uap pada outlet turbin tekanan tinggi. Start up, operasi normal don shut down dikendalikan dari control room. Pada waktu start up atau penol akan beban partiil, kel ebihan uap dial irkan ke kondensator melal ui sistim turbin by pass. Sistim kondensotor dirancang untuk menerima uap by pass sebagai berikut:
67
5.
_ 100 % dari pada aliran di turunkan •
uap untuk waktu yang si ngkat sambil daya reaktor
_ 70 % al iran uap secara
konti nu.
1NSTRUMENTASI DAN SISTIM PROTEKSI
Perancangan sistim instrumentasi kendal i dan proteksi di dasarkan atas perkembangan teknologi mutakhir untuk mencapai derajad keandalan yang tinggi dari pada sistim pembangkit, menjamin keamanan bagi personil maupun publ ik pada umumnya. Sistim digital komputer digunakan untuk pengendalian, penyimpanan data, data display, dan pengendalian fuelling machine. Keandalan dari pada sistim komputer ini telah ditunjukkan dari pengalaman melebihi 99%. Fungsi -Fungsi dari digital computer control antara lain: _ _ _ _ _
pengaturan daya reaktor pengendalian beban sistim pengendal ian tekanan uap distribusi fl uks 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 temperature kanal pendingin, deteksi elemen yang rusak dan pengukuran daya neutron. Sistim pengendalian reaktivitas telah disinggung pada bab 2, sedang sistim pengendal 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 kelongsong zi 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: diameter Bundl e 28 Brazed 208 500 18 Brazed 250 22(mm) 19 B razed output Purpose 103,5 Douglas 82,5 Point Spl it Spacer Douglas Wire_Wrap Point Pi ng Gentilly elckeri ements method No. of Spacing Net C
B
68
Di dalam merancang elemen bahan bakar nuklir (cluster) perlu ditinjau rancangan nukl 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.
Outer Rods Bundles
120 Position MWh/kg U 0.8137 0.887 0.725 0.688 1.0 up Burn Burn up
0.6625 o0.692 1.0 .793 0.873
zero
i
Dal am design el emen bahan bakar kemampuan rradiasi nya dibatasi 01 eh integral konduktivitas (J A d 8) yang menentukan daya maksimum per batang bahan bakar. Hingga sekarang Ad 8 dibatasi sampai 48 wattl cm. Dalam rancangan hidrolik (Hydrolic design) dari elemen bahan bakar dipelajari vibrasi lenturan dari pada cluster yang dapat memungkinkan apa yang di~ebut "fretting corrosion" 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 dalam 01 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 kemampuan operasi yang tinggi. Reaktor CANDU yang beroperasi sekarang tahun 1973 telah mengiradiasi 45000 cluster dengan kegagalan sebesar kurang dari 0,5%. Pengembangan lebih lanjut akan masih menurunkan jumlah bahan bakar yang gagal dan dewasa ini telah dikembangkan sistim bahan bakar baru yang disebut sistim CANLUB yang mem_ mempunyai kemampuan operasi sebagai di tunjukkan pada diagram berikut:
J
* Indicates
evidence
of fail ure 600
600
E
5400
~
-:--..
3';
~400
~400
0, c:
0, c:
-'=
-'= II>
II>
"-
2000
MWd / tu
..::::
boo a
12000 MWd
/tu
boo a
a..
a..
8 CANLUB ELEME NTS
12 standard el ernents
o
o
o HOURS
AT
8 HIGH
POWER
8
o
16 DAYS
AT
HIGH
16
POWER
69
Whole al
7. ASPEK KESELAMATAN Sistim pembongkit listrik nuklir adalah suatu instalasi yang sangat oman. Meskipun demikian 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 dan tidak akan dibicarakan lebih lanjut di sini. Konsep keamanan reaktor (reactor safety) didasarkan atas jaminan mutu (qual ity assurance) dan pengendal ian mutu (qual ity control) dalam setiap tahap dari pada design, manufacturing, konstruksi dan operasi. Dengan falsafah ini maka kemungkinan terjadinya insiden akan kecil sekali, tetapi kalaupun terjadi insiden maka akibatnya akan minimal. Secara teknis ada 4 barrier yang menghalangi kemungkinan masuknya radioaktipitas ke dalam lingkungan (keluar dari sistim reaktor), yaitu matriks bahan ba~ar uranium oksida, kelongsong Zr_2, sistim primer dan sistim isolasi beserta pendingin bahan bakar darurat (ECC). Di lain pihak rancangan teras dari sistim CANDU adalah sedemikian rupa sehingga excess reactivitinya sangat kecil, jadi tidak memungkinkan reacti vi ty acci dent. Sisti m ai r berat di dal am CA N DU juga merupakan "heat si nk" sehingga jika terjadi pengurangan kapasitas pendingin tidak menimbulkan overheating kepada kelongsong bahan bakar. Sisti m shut down cepat juga membantu mengurangi effek terhadap Ii ngkungan seandai nya suatu insi den terjadi. Hingga dewasa ini CANDU _ HWR memegang "safety record" yang terbaik dan hal ini akan terus diperbaiki dengan program jaminan kwalitas dari sistim. Sebagai suatu pegangan umum dapat dikemukakan batas dosis pada kondisi ';nsiden seperti di bawah i ni (IC RP 9 _ 1966).
RADIATION
DOSE LIMITS FOR ACCIDENT
CONDITIONS
104 106 0.5 man rem 250 106 External rad 25 rem IThyroid _ 131 131 Dual fa ilures rem rad rad 3Thyroid Whole man rem Body Single failures Popul ation
8. PENGALAMAN 8.1.
Pengalaman
OPERASI DAN PERKEMBANGAN
DESIGN
operasi
Seperti telah disinggung terdahulu sistim CANDU _ HWR di dunia ini mempunyai kapasi 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 D20 digunakan 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 konsep reaktor CANDU dan untuk tujuan ini NPD telah beroperasi dengan baik. Douglas Poi nt (208 MWe _ net) merupakan suatu prototype bagi sistim pembangkit komersiil. Sistim ini telah mengalami berbagai kesulitan pada awalnya, akan tetapi sejak 1970 Douglas Point telah mencapai tingkat "maturity" dengan diatasinya berbagai masalah kebocoran D20 dan kesulitan pada fuelling machine. Dewasa ini pada jaringan Ontario Hydro, Douglas Point merupakan salah satu unit dengan faktor beban yang tinggi. Pembangkit listrik Pickering sejak 1971 menunjukkan record yang luar biasa dalam keandalan maupun kemudahan operasi sebagai sistim komersiil. Sistim ini hanya meng_ gunakan waktu yang singkat saja dari kritis pertama (first critical ity) sampai mencapai beban penuh, terutama sekali unit 3 dan 4 hanya memerlukan waktu masing_masing 18 dan 12 hari. Tabel 8-1 menunjukkan faktor beban sejak mencapai beban penuh.
TABEL 8 _ 1 CAPACITY Unit
FACTOR _ SINCE
FIRST FULL POWER
-
85,8 %23 Full 1971 1972 Full Power First 1973 November 1971 rom From First Until 30 1972 June 1972 62,4 %31October 86,5 % 71,9% 92,3 F%80,4 89,4 Until Jul yPower 1973 May
Tabel 8_2 menunjukkan
faktor
beban bulanan
untuk Pickering
unit 1, 2 dan 3.
December TABEL 1972 8 _ 21973 March 1973 100,0 88,6 98,7 99,4 April 93,5 78,0 97,1 99,9 97,2 100,0 98,4 99,1 99,5 99,9 99,6 February January 1973 1973 MONTHL Y CAPACITY
FACTORS _ %
Unit
Fuell ing machi ne merupakan al at pengendal i reakti vi tas yang sangat penti ng agar burn up bahan bakar tinggi untuk mencapai biaya operasi yang rendah. Fuelling machi ne dengan design terbaru mempunyai keandal an hampi r 100 % berarti pul a dewasa ini jarang sekali terjadi outage disebabkan oleh fuelling machine. Perlu dicatat bahwa setiap minggu jumlah reloading adalah kira_kira sebesar 1,5% dari seluruh elemen dalam calandria. 71
Sistim recovery untuk air berat sudah cukup effektip sebagai ditunjukkan dalam gambar 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_sambungan pipa. Eval uasi dari system design dari komponen di atas dapat dil ihat pada tabel 8_3 berikut, dengan tujuan menurunkan "seH consumption" dan mempertinggi keandalan.
TABEL 8 _ 3 EVALUATION
OF
HEAT TRANSPORT
SYSTEM DESIGN
75 2000 500 5% 250 3000 732 16 4512 Bruce xx0;9245 8200 1400 108100% 203 x 930 12 81000 xPickering 525 145 5170 Douglas Point 570 channel closure seals Percent _mate ofpacked channels flowpermeasured Approxi No. stem of with val ves reactor
Di dalam "Commissioning" dari unit pembangkit listrik CANDU setiap pengalaman digunakan sebaik_baiknya untuk mempersingkat skedul yang diperl ukan. Ini dapat dilihat pada gambar berikut untuk Pickering (1, 2,3,4).
72
GAMBAR
8 _ 1 2.5
::)
« V V> .20 No< -'0 "-co V>>"wv>0 «V.05.10 .25 "- °0 -' ««V.30 0 ~* I-LI... 010~V ::"::0 Z OV ::)u.. ~Z u..1.15 ..•....•
« N l~ 000 '-~O
V> u.. JAN
2.0
e
~
-.... C) ::..::
V> V>
o-' 1.5
./- --e_,
I
'e
MATURITY "
,,,
/
.•...
Z w
-'
TARGET
,,,, '", ,
I-
~ ::)
ow
.
1.0
"w w ::..::
"::)
-'-- - ..... --
I-
Z
::)
0.5
------
UNIT
1
UNIT
2
JUN 44.09030.21 REV.2.1972 TREND
IN
HEAVY (3
UPKEEP PICKERING
MONTH
AVERAGE)
UNITS
AUGUST
1 & 2 4,
1972
.11
c...
.13 .15 .07 .10 .03 _ 2GAMBAR .04 0 8JAN .14 .12 000 .01 UU 0 «ZUU.06 ~« 0 01q 00"'~« .02 .05 00 :::JZ .08 OU ,0 .09 °0 :g « ~ '" -"VI VI Vlo VI I-u-'u.. •...• VlOu.. ::> u..1VI>I-" ~OV')?fl.
0)
.8 .4
.7 .6 .5 .2 .3 .1
------
,
flY - -- -",
/
,"
UNIT 1 -- UNIT 2
",
, -- -----.-----
TRENDS IN HEAVY WATER LOSSES PICKERING UNITS 1 (3 MONTH AVERAGE) AUGUST 4, 1972
&
2
- --
-.
0«>-ww 1.0 ---VI «>REV.2.1972 -' ~
VI -"Iw J0): ""
~
0 .9 44.09030.18
Critical
Unit
In servi ce
Full Power
1
Unit 2
Unit 3
Unit 4
o
2
6
4
8
7
10
12
16
14
18
22
20
Weeks
PROGRESSIVE
DECREASE
IN
PERIODS
SUCCESSIVE
Pengal aman sistim
bahan
dengan
bakar
lain pada penurunan Di lain pihak sampai gagal. 8.2.
bahan
yang
nukl i r U02 salah
i ni pengembangan
pembangkitan
listrik
don
START
UP
extensi
kontribusinya
ve don
merupakan
dapat
dil ihat
juga
antara
design
Dol am bi dang keandalan
sangat
satu
TO
UNITS
commissioning period seperti ditunjukkan pada gambar di atas. 1973 dari 45000 cluster bahan bakar kurang dari 0,5% yang
Pengembangan
biaya
bakar
outstanding,
NEEDED
PICKERING
nuklir
mempersingkat
sudah
dengan
waktu
barang
jolon
tentu
di tuj ukan
penyederhanaan
untuk
sistim,
menurunkan
peningkatan
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 (Pickering don Bruce) dengan akibat _ ukuran calandria yang _ keno ikon daya reaktor Pengembangan menjadi
material psia
8,25
optimal perkanal
21000
pendingin don Selanjutnya
juga menaikkan effisiensi design dari pada sistim
bahan
bakar
seperti
cm (Douglas hal yaitu:
Point)
menjadi
10,34
terl ihat
pada
cm
don pendingin.
khususnya Zr_Nb memungkinkan kenaikan design untuk pressure tube yang memungkinkan kenaikan
16000
pada
duo
termis. kendali tabel
telah
8_4
juga
mempengaruhi
burn
stress dari temperatur up dari
di bawah:
75
r un level it ferentially ride
TABEL 8 _ 4 33&4 &(4co21,000 Zr_Nb & 73 Id worked) 1,2,3,4.
SLECTED PARAMETERS
203 4& 804 x1,2,3,4. 594 390 & 508 78 293 32.2 35.8 IW/gm 25.82 10.34 599 594 4480 846 xZr_2 750 293 8000 92.3 114 299 9.(,00 21 .000 8.25 10.34 5.125 18.9 21.7 Zr_Nb 500,4 16,000 16.82 Bruce 29,1 1971,71,72 1&2 1975, 16,000 76,31 77 29,1 29,8 (cold worked) Pickering Maximum
% MWe Cm °C psi
1966 2.75 306 Zr_2 8400 41.5 Douglas Point
CONTROL moderator (Moderator slow) compartment dump Fluxb. tilt
Control moderatorFunction
76
Insertion Insertion of of moderator 27 booster rods Removal 11 a. Bruce 414 absorber uni ty b. boron ininjection 28 shut _off rods Item a. above a. compartments 14 zone zone control control b. boron in Item Pickeri Douglas a. above ng Point 18 adjuster rods Used Used Moderator differentially di fferentiall dump b. Poison
DEVICES
Konstruksi calandria dan perisai telah berkembang dari Douglas Point sampai Bruce. Perkembangan ini menunjukkan suatu penyederhanaan yang memungkinkan penurunan biaya modal seperti dapat dil ihat pada Bruce tidak digunakan perisai termis dari baja melainkan dari air biasa. Gombar 8_3 menunjukkan hal ini dengan jelas. Demikian juga terdapat perkembangan dalam sistim isolasi dimana dalam sistim dengan 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, yaitu sistim dengan pendingin D20 pada tekanan tinggi. Sistim inilah yang mempunyai pengalaman operasi (MW-years) yang tertinggi.
Bruce
Pickering
Douglas Point
ARRANGEMENT OF REACTORS AND SHIELDING
Bruce
Douglas Point
ReaGtor
o
Vacuum
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 sedikit mendidi h untuk memperbai k i transport panas, pengurangan U_Si _AI (alloy) dengan kerapatan lebih tinggi dari U02 akan menurunkan biaya bahan bakar, perbaikan sistim primer (mengurangi keboeoran dan korosi) dan plant lay_out yang lebih maju untuk mempermudah pemeliharaan dan mempereepat konstruksi. Prospek masa depan selanjutnya dari sistim CANDU ini adalah dengan menggunakan varian pendingin air mendidih (CANDU _ BLW) dan pendingin zat organik (CANDU OCR). Sistim CANDU _ BLW menurunkan biaya modal sekitar 10% (relatif terhadap CANDU _ PHW) yang disebabkan oleh: kebutuhan D20 lebih sedikit, konsumsi daya Iebih keeil, menggunakan sebuah fuell ing maehi ne, tanpa generator uap, efisiensi lebih tinggi, rapat daya lebih tinggi, lebih sederhana dengan akibat skedul konstruksi lebih eepat. Gentilly I (250 MWe) merupakan prototip CANDU_BLW dengan bahan bakar U_alam. Penggunaan bahan bakar yang diperkaya dengan U_235 a.tau Pu di satu fihak akan memperbaiki karakteristik di namis sisti m CA NDU_BLW dan menurunkan biaya 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) yang menggunakan pendi ngin terphenyf (HB_40). Keuntungan terl etak pada penggunaan pendingin pada temperatur tinggi dan tekanan rendah memungkinkan kenaikan efisiensi dan penurunan biaya modal. Sistim primer tidak terkontaminasi karena produk korosi sangat sedikit. Dalam sistim ini masih banyak masalah yang perlu diatasi. Bagan dari pada ketiga CANDU dapat dilihat pada gambar berikut:
STEAM TO TURBINE PRESSURE TUBES
STEAM GENERATOR
"-
REACTOR HEAVY WATER -
ICOOl ANT
WATER FROM CO NDENSER P H W (Pressuri zed Heavy Water)
GAMBAR 8 _ 4
78
HEAVY WATER MODERATOR WATER FROM CONDENSER OCR
BL W (Boiling Light_Water)
SCHEMATICS
OF
CANDU_PHW,
PUMP ORGANIC COOLANT
BlW,
AND
(Organic_Cooled
OCR
Reactor)
Satu varian lagi perlu disebut adalah CANDU_Th, menggunakan bahan bakar thorium oksida. Beberapa studi telah dilakukan, antara lain penggunaan sistim thorium_ oksida dengan kemampuan 50 _ 80 kW(th)/kgTh dengan biaya $ 30._/kgTh setelah irradiasi selama 2 _ 4 tahun menghasilkan 35 MWd kgTh disamping U_233 yang terkandung seharga $ 200._ per kgTh. Masalahnya sekarang adalah bagaimana memperol eh neutron Iebih untuk irradiasi. Design yang pal ing opti mal ternyata memerl ukan pengkayaan sampai 1,8 % U_235. Sampai dewasa ini CANDU memberikan biaya bahan bakar yang terendah dan dikemudian haripun hal ini tak akan berubah, dimana CANDU dapat tetap kompetitif terhadap reak tor cepat (Fast Breeder Reactor).
9.
RINGKASA N
Pembicaraan sistim CANDU, khususnya CANDU_PHW, telah ditinjau dari segi struktur, 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 yang baik. 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 perbedaan biaya pembangkitan antara satu dengan sistim lain adalah marginal. Di samping ekonomi, 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 kita dapat bertanya apakah diinginkan untuk swasembada dalam bahan bakar nuklir dan berbagai komponen reaktor, apakah perl u membina teknologi nukl ir untuk penyediaan enersi dan pengel 01 aan sumber tenaga dan akhi rnya apakah ki ta perl uteri ebi h dahul u menyederhanakan 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. Experience 6. BENNET LEWIS. w. "~d JOHN FOSTER, S., Canadian Operating 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,
11.
THOMAS,
L.L., June
Pickering 1970.
Generating
Station,
Nuclear
Engineering
International,
W.R., Experience with CANDU Nuclear Power Reactors, paper presented at The Regional Survey and Briefing Course on the Technical and Economi c Aspects of Nucl ear Power Development Bangkok, December 1973. ROBERTSON, J.A.L., Improved Performance for U02 Fuel, AECL _ 4366. MOORADIAN, A.J., Reactor Development (PHW, ABLW, OCR), AECL _ 4275. HART, R.G., HAYWOOD, L.R. & PON, G.A., The CANDU Nuclear Power System: Competitive for the Foreseeable Future, Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses 0f Atomic Energy, A/Conf.49/P/151, Canada, May 1971. BENNET LEWIS, W., Advanced HWR Power Plants AECL _ 4304, Ontario, November 1972. MOORADIAN, A.J., Canada's Nuclear Power Program in Context with Fhat of the World, AECL _ 4254, Ontario, June 1972. WATSON, D., Outlook for Heavy Water Reactors, AECL _ 4368, Ontario, January 1973. BATE, D.L.S., MAYES, P.F. & PHILIP, W.S., Costing of Canadian Nuclear Power Plants, Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, A/Conf.49/P/149 Canada, May 1971. HOWIESON, J., The Canadian Nuclear Industry, Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, A/Conf.49/P/155 Canada, May 1971. HAKE, G., BARRY, P.J. & BOYD, F.C., Canada Judges Power Reactor Safety on Component Qual ity and Rei iabl e System Performance, Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses of A tomi c Energy, A/Conf.49/P/150, Canada, May 1971. BENNETT LEWIS, W., DURET, M.F., CRAIG, D.S., VEEDER, J.I.,& BAIN, A.S., Large Scale Nuclear Energy From the Thorium Cycle, Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, A/Conf.49/P/157, Canada, May 1971. PERRYMAN, E.C.W., Canadian Power Reactor Program Present and Future, AECL _ 4265, Ontario, September 1972.
12. 13. 14.
15. 16. 17. 18.
19.
20.
21.
22.
DISKUSI SUKARDONO Untuk menurunkan capital cost, tadi dikatakan penyederhanaan system mempersi ngkat waktu 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 memungkinkan memungk inkan penurunan biaya modal, karena dupl ikasi dan seri es production. Hal yang khas dari sistim HWR adalah on_load fuelling, yang memungkinkan keandalan yang tinggi dari sistim. W. MARKHAM 1. Apakah ukuran calandria diameter 8 m panjang 7 m untuk system Reaktor dengan 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 mana dipasang Tritium monitor. 4. Mohon dapat diterangkan "the sequence of events" pada poison injection hingga 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 sistim PWR atau BWR. 3. 4.
Didalam containment diadakan "sampling" untuk deteksi tritium. "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 failure dari 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 memperbaiki performance 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) kedua Tsuruga BWR (1970), ketiga Mihama_1, PWR (1970) baru Fukushima-1, BWR (1971 ) don seterusnya. 2. Pembiayaan untuk pembangkit Iistrik biasanya mel iputi "grace period", dimana panjangnya soma atau Iebih dari waktu pembangunan. Selama grace period pembayaran kembali modal tidak diperlukan. Interest dapat dibayarkan atau tidak dibayarkan selama period ini. Bila tidak maka "interest during construction" ini akan ditambahkan pada modal utama. Komentar ini tidak bertentangan dengan keterangan don saran yang telah Saudara berikan. IJOS
SUBKI
1. Dalam kertas karya komi, tidak dibicarakan reaktor mana yang pertama di Jepang. Melainkan, ditunjukkan bagaimana partisipasi nasional bertambah dari satu konstruksi PLTN ke yang berikutnya sampai mencapai 100%. 2. Ada berbagai kemungkinan untuk biaya konstruksi, tapi kita tak akan lepas dari I D C ini. RADIMIN
D.
1. Bahan bakar untuk sistim HWR dapat diproduksi sendiri oleh negara_negara berkembang. Bagaimana kira_kira keandalan kemampuan kita terhadap prospek tersebut? 2. Bagai mana prospek negara kita untuk memprodusir D20-nya. 3. Bagaimana schedul ing produksi bahan bakar vs. instalasi PLTN_nya sendiri don bagaimana hubungannya dengan manpower kita untuk hal_hal termaksud. 81
4.
Seberapa jauh kemampuan partisipasi Civil Engineer kita untuk bangunanbongunon HWR? Horuskoh pekerjoon-pekerjoon termoksud kito serohkon kepada kontraktor asi ng? 5. Dalam paper disinggung : CANDU dapat tetap kompetitip terhadap reaktor cepat, mohon sedikit uraian mengenai segi_segi kompetitipnya. IJOS
SUBKI
1. Bahan bakar untuk slstim HWR dapat diproduksi di negara berkembang. Masolah Quality Control dan Quality Assurance sangat penting, sehingga bahan bakar yang 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 tahunnya sebesar 40 _ 60 ton. Ini dapat memberi pegangan tentang besarnya instalasi fabrication 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. Dalam tahap pertama mungkin kita harus belajar dulu bagaimana design, konstruksi dan quality control suatu bangunan PLTN dan jangan dilupakan juga masalah organisasi don managementnya. Baru pada tahap kedua kita dapat mengambil al ih sel uruh konstruksi i ni dari kontraktor asi ng • 5. Bahwa sistim CANDU berkembang terus secara evolutip, telah soya singgung dalam uraian soya. Dan kemampuan inilah sebenarnya yang selalu menempatkan sistim CA NDU pada posisi kompetitip. Lihat keterangan kami untuk Dr. Surjadi. Dr. SURJADI Dalam rangka mengatasi krisis enersi dalam jangka menengah, maka diusahakan pemanfaatan bahan bakar secara berhasil guna. Dengan demikian apakah sistim HWR hari depannya akan ditentukan oleh pemecahan masalah recovery dalam reprocessing bohan bakarnya? Bagaimana perkembangan bidang ini. IJOS
SUBKI
Hingga sekarang sistim HWR merupakan sistim paling baik ditinjau dari efisiensi penggunaan uranium alam. Sistim HWR berkembang secara evolutip, ditinjau dari segi teknologi bahan bakar, teknologi pendingin dan pengembangan design pada umumnya, hingga sistim ini dikemudian hari pun akan tetap kompetitip. Reprocessing bahan bakar (ekstraksi Pu) adalah salah satu pengembangan yang juga akan menempatkan sistim HWR dalam posisinya yang kuat dalam penggunaan sumber tenaga 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), opakah (D20)? juga tidak akan dijumpai kesulitan dalam produksi moderatornya 2. Proses apa yang akan dipergunakan untuk menghasilkan D20 tersebut? Mohon di jel askan • IJOS
SUBKI
1. Penggunaan 82
sistim HWR di Indonesia
dan di negara
berkembang
umumnya tidak
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 (ammonia process) dan el ektrol isa • TAN KOEN LIANG Suggested literature untuk mempel ajari pembahasan berbagai type (introduction IJOS
secara umum dan kemudian course).
SUBKI
1. Glasstone & Sesonske 2. M.M. EI Wakil 3. I A E A Ir.
power reactors dan advanced
:"Nuclear Reactor Engineering" Van Nostrand. :"Nuclear Power Engineering" McGraw_Hili. : Directory of Nucl ear Reactors.
ISMAIL ILJAS 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 untuk PLTN dalam negeri saja, apa tidak lebih murah membel i saja? 3. Apa perl u pabrik baru untuk memproduksi komponen_komponen yang Saudara maksud 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 (human investasi) adalah penting, tapi ekonomis bagaimana? Mengingat sampai dengan tahun 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 untuk sistim HWR an tara lain: bahan bakar, D20, instrumentasi dan sistim kendali dan dalam jangka panjang mungkin calandria. 2. Produksi komponen di atas harus menguntungkan dari segi finansiil maupun teknologi. Pada tahap awalnya kita hanya akan men_supply kebutuhan dalam negeri, tapi jika pasaran luar negeri memungkinkan, tidak ada salahnya kita meng_export _nya. Bisa juga kita terus_menerus membeli dari luar negeri, bila kita terus_menerus punya uang Iebih, yang mana harus diperol eh dari menjual "resources" yang ada secara terus_menerus. Dengan alternatip yang kami ajukan di atas, kita dapat membina teknologi dalam negeri dan sekaligus dapat mengelola "national resources" yong terbatas. 3. Biayanya lebih kurang 5 _ 10% dari biaya PLTN, hal ini tergantung pada j umlah dari macam komponen yang diproduksi. (nukl ir maupun non_nukl ir ). 4. Sistim PLT (Nuklir maupun non_nuklir) yang harus kita pilih haruslah sistim yang 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 kemampuan bangsa untuk memproduksi jasa (teknologi). Sehingga sesudah kita menghutang sekali, kita tak perl u ter:.Js_menerus menghutang. ARDI YOGI Mohon penjelasan tentang hal_hal yang menguntungkan ditinjau dari segi operasionil dan maintenance_nyo.
dan tidak
menguntungkan
83
IJOS
SUBKI
Setiap sistim pembangkit mempunyai masalah_masalah operasionilnya sendiri_sendiri. Topi dolom hol ini, kito juga memperol eh bonyok pelojoron yang berhorgo untuk melokukon perboikon, redesign don sebogoinyo. Hol_hol yang meng untungkon ontoro 10 in: 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 don BWR? IJOS
persoingon
ontoro
PWR
SUBKI
Sisttm SGHWR dori segi teknologi sudoh terbukti boik. Bogi Inggeris mungkin sistim 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 kontinu selomo hidup HWR yang bersongkuton)? IJOS
Up (yang
berupo
SUBKI
Penyedioon kemompuon
D20 bogi keperluon dolom negeri.
PLTN_HWR dopot diloksonokon
sendiri
oleh
SUTARYO SUPADI "Sekorong, dimosukkon IJOS
Canada dol am men_suppl y PLTN sisti m HWR, sek'JI igus dol am kontrok pula D20 plant untuk make_up. Sebogoi contoh Korea Seloton".
SUBKI
Yo, bohkon upgrading, make_up don inventory ditompung dolom kontrok PLTN tersebut. E. G.
dopot
SIAGIAN
Bogoimono coronyo HWR ini? IJOS
DzO untuk PLTN berikutnyo
untuk menonggulongi
: Aspek Thermal Poll uti on dol am System
SUBKI
"Thermal Pollution" dopot dikurongi dengon menoikkon efisiensi thermis don dengon menggunokon "cooling towers" boik podo sistim pembongkit listrik nuklir moupun non_nukl ir •
84
