Simulator Interaktif Reaktor Nuklear Air Mendidih (BWR)

Boiling-Water Nuclear Reactor (BWR) Simulator Interaktif

Dibangunkan oleh: Ir. MD Nursyazwi dan Teacher Greanna (Edisi STEM Lanjutan)

Aplikasi visualisasi profesional ini membolehkan anda mengawal dinamik teras reaktor nuklear BWR satu litar di mana air mendidih secara langsung dalam Teras. Eksperimen dengan Rod Kawalan Bawah dan Aliran Kitar Semula (Recirculation Flow) untuk memahami dan mengawal Kuasa Termal dan Maklum Balas Kekosongan Negatif.

1. Panduan Menggunakan Simulator Kawalan BWR

Teras BWR beroperasi pada tekanan sekitar 70 bar, membenarkan air menjadi stim secara langsung dalam RPV (Reactor Pressure Vessel). Kawalan Aliran Kitar Semula adalah pembolehubah yang paling berkesan dalam simulator ini.

1. Kawalan Rod (Bawah): Laraskan peratusan penarikan Rod Kawalan (Neutron Absorber) dari BAWAH teras. Rod mengawal pengagihan fluks neutron dan membuat perubahan kuasa Jangka Pendek.
2. Kawalan Aliran Kitar Semula: Laraskan kadar Aliran Air melalui pam jet. Aliran Tinggi mengurangkan pembentukan stim (kekosongan), meningkatkan moderasi (air lebih banyak), dan menaikkan kuasa secara dominan.
3. Maklum Balas Kekosongan: Pantau bagaimana kenaikan kuasa secara automatik menghasilkan lebih banyak stim (voids) yang menstabilkan reaktor melalui Maklum Balas Kekosongan Negatif.

Amaran: Perubahan Aliran Kitar Semula (Recirculation Flow) adalah kaedah utama dan terpantas untuk memanipulasi Kuasa Teras dalam julat operasi (turun/naik 30-40% kuasa).

2. Kawalan Teras Reaktor (Input Parameter)

Rod Kawalan Ditarik dari Bawah (0% - 100%): 50% % Penarikan Rod (Bottom-Entry): Rendah = Kuasa Rendah. Tinggi = Kuasa Tinggi.

Aliran Kitar Semula (Recirculation Flow Rate) (0% - 100%): 50% Aliran Tinggi = Kekosongan (Voids) Rendah = Kuasa Tinggi (Kawalan Jangka Menengah Utama).

3. Visualisasi Operasi Teras Reaktor BWR (Satu Litar)

Animasi ini memperincikan pergerakan Rod Kawalan (dari bawah), Aliran Kitar Semula, dan pembentukan Steam Voids yang naik terus ke turbin. Warna dan tekanan menunjukkan tahap kuasa reaktor.

Sedia. Laraskan kawalan di atas untuk menggerakkan reaktor.

4. Data Telemetri Reaktor & Analisis Kuasa

Status: Menunggu arahan kawalan pertama...

5. Carta Status Kritikal: Fluks Neutron dan Kuasa Termal

Carta bar ini menunjukkan hubungan langsung antara Kuasa Termal (MWt) yang dijana dan Fluks Neutron (kadar pembelahan) di dalam teras, berbanding dengan had operasi reaktor.

Graf status kritikal akan dipaparkan selepas simulasi berjaya dijalankan.

6. Prinsip Fizik Teras Utama: Maklum Balas Kekosongan Negatif (NVC)

Reaktor Air Mendidih (BWR) adalah reaktor satu litar termal yang unik, membenarkan pendidihan air ringan di dalam RPV. Ini mewujudkan sistem dua fasa (two-phase system) air dan stim dalam teras, yang menjadi tunjang kepada mekanisma keselamatan intrinsik BWR.

Maklum Balas Kekosongan Negatif (NVC): Apabila kuasa termal meningkat, lebih banyak air bertukar menjadi stim (kekosongan/voids). Stim mempunyai ketumpatan yang jauh lebih rendah (kira-kira 100 kali ganda) daripada air cecair. Oleh itu, stim ialah moderator neutron yang sangat kurang cekap. Peningkatan kekosongan ini secara automatik mengurangkan keupayaan moderasi, menjadikan neutron lambat (thermal) kurang tersedia untuk pembelahan. Ini serta-merta mengurangkan reaktiviti (rho) dan menurunkan kuasa, menstabilkan teras. NVC adalah kaedah kawalan reaktor yang paling dominan dalam julat operasi normal.

Ciri Kejuruteraan BWR	Penerangan dan Fungsi Kawalan Unik
Litar Tunggal (Single Loop)	Stim dihasilkan secara langsung dalam RPV dan dihantar terus ke turbin. Walaupun lebih cekap haba, ini memerlukan kawalan kualiti air yang ketat kerana sebarang radionuklid boleh dipindahkan ke turbin.
Aliran Kitar Semula (Recirculation Flow)	Aliran air yang dikawal oleh pam jet luaran. Ini adalah alat kawalan kuasa Jangka Menengah yang paling utama: Aliran Tinggi menekan kekosongan → Kuasa Tinggi.
Rod Kawalan (Bottom-Entry)	Dimasukkan dari bawah RPV. Ini penting untuk mengimbangi kesan pembentukan kekosongan yang secara semula jadi lebih banyak di bahagian atas teras, membolehkan profil fluks neutron lebih seragam di sepanjang teras.
Pemisah Stim (Steam Separator)	Komponen di bahagian atas RPV yang secara fizikal memisahkan wap daripada air cecair. Ini memastikan wap yang dihantar ke turbin adalah kering untuk mengelakkan kerosakan bilah turbin.

6.5. Dinamik Nuklear & Kawalan: Peranan Kekosongan dan Efek Doppler

Kawalan kuasa BWR adalah interaksi halus antara reaktiviti luaran (Rod dan Aliran) dan maklum balas reaktiviti intrinsik (Kekosongan dan Suhu Bahan Api).

A. Reaktiviti Kekosongan (rho sub void): Dominan

Perubahan kuasa disebabkan oleh pembentukan gelembung stim (alpha - Void Fraction) ditentukan oleh koefisien kekosongan yang sangat negatif:

Persamaan Reaktiviti Kekosongan (Simplified):
Reaktiviti (ρ) = Peratusan Kekosongan (α) × Koefisien Kekosongan (Cρ void)

• Cρ void: Koefisien Kekosongan Negatif (sekitar -0.0001 hingga -0.001 delta-rho / %α). • Peratusan Kekosongan (α) Tinggi: Bermakna banyak stim, menghasilkan reaktiviti negatif yang kuat (Kuasa turun) — mekanisme keselamatan utama.

B. Efek Doppler (Doppler Broadening): Stabilisasi Pantas

Selain kekosongan, BWR turut bergantung pada Efek Doppler. Apabila suhu bahan api (Uranium Dioksida) meningkat dengan pantas, getaran atom dalam kekisi uranium meningkat. Ini menyebabkan pelebaran (broadening) penampang serapan neutron (cross-section) Uranium-238, meningkatkan serapan neutron pantas sebelum ia boleh dimoderasikan. Peningkatan serapan ini segera memberikan reaktiviti negatif (berkadar songsang dengan perubahan suhu bahan api), berfungsi sebagai penstabil jangka pendek yang sangat pantas.

6.7. Kejuruteraan Bahan Api & Isu Stabilitas

Reka bentuk dan pengendalian BWR dikawal oleh had termal-hidraulik yang ketat kerana kehadiran sistem dua fasa dalam teras.

A. Critical Heat Flux (CHF) - Aliran Haba Kritikal

BWR menghadapi CHF (Critical Heat Flux), yang berlaku apabila pembentukan gelembung stim menjadi terlalu padat dan membentuk filem stim berterusan di sekeliling rod bahan api (dikenali sebagai "dryout").

Kesan Dryout: Filem stim ini bertindak sebagai penebat haba. Pemindahan haba ke air pendingin terjejas teruk, menyebabkan suhu sarung bahan api (cladding) Zirkonium meningkat dengan cepat. Ini mesti dielakkan untuk mencegah kegagalan bahan api, kerana Zirkonium bertindak balas dengan stim pada suhu tinggi.

B. Stabilitas Termal-Hidraulik Teras

BWR terdedah kepada ayunan kuasa jika sistem tidak dikawal dengan betul, terutamanya pada aliran teras yang rendah. Ayunan berlaku apabila kitaran maklum balas positif dan negatif bertindih:

1. Kuasa meningkat → Lebih banyak stim (voids). 2. Voids diangkut keluar (Aliran rendah) → Kurang Voids → Reaktiviti Positif → Kuasa meningkat lagi.

Mitigasi: Sistem kawalan menggunakan had aliran teras minimum dan sistem pengukuran neutron di dalam teras (LPRM/TIP) yang canggih untuk mengesan dan mematikan ayunan.

7. Sistem Keselamatan Nuklear BWR (Wajib)

Keselamatan reaktor adalah keutamaan tertinggi. Konfigurasi litar tunggal BWR memerlukan sistem Containment (Kurungan) yang sangat khusus.

Sistem Keselamatan	Tujuan dan Mekanisme
SCRAM (Safety Control Rod Axe Man)	Prosedur penutupan kecemasan. Rod Kawalan (Bottom-Entry) dimasukkan sepenuhnya ke dalam teras dari bawah menggunakan omboh hidraulik bertekanan tinggi dalam masa kurang dari 5 saat.
Emergency Core Cooling System (ECCS)	Sistem pam pelbagai peringkat (High Pressure Core Spray, Low Pressure Core Spray, Low Pressure Coolant Injection) untuk membanjiri teras jika berlaku kehilangan pendingin (LOCA).
Containment (Wetwell / Drywell)	Struktur kurungan dwi-ruang yang unik. Semasa kemalangan LOCA, wap terbebas dari RPV diarahkan ke Wetwell (Suppression Pool), di mana wap dikondensasikan menjadi air untuk mengurangkan tekanan secara drastik.
RCIC (Reactor Core Isolation Cooling)	Pam stim autonomi yang digunakan untuk menambah air ke RPV apabila ia diasingkan daripada turbin, penting untuk membuang haba pereputan (decay heat) jangka panjang tanpa memerlukan kuasa AC luaran.

8. Rujukan Akademik dan Sumber Tambahan

• Lamarsh, J. R., & Baratta, A. J. (2018). Introduction to Nuclear Engineering (4th ed.). Pearson.
• Todreas, N. E., & Kazimi, M. S. (2012). Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals. CRC Press.
• International Atomic Energy Agency (IAEA) - Teknologi Reaktor Air Mendidih
• World Nuclear Association. Boiling Water Reactors (BWR).

9. Pautan Sumber STEM & Pendidikan (Rotator IFrame Responsif)

IFrame di bawah memutar pautan pendidikan secara automatik (10 saat/pautan) hanya apabila seksyen ini kelihatan. Sila gunakan butang di bawah untuk mengawal putaran secara manual.

Memuatkan Pautan Pertama...

⚠ Isu Sekuriti Laman: Jika kandungan IFrame kekal kosong, ini bermakna laman web tersebut telah menyekat pemaparan dalam bingkai pihak ketiga (X-Frame-Options: SAMEORIGIN). Sila gunakan pautan langsung di bawah.

Pautan Langsung: KLIK SINI UNTUK MELAWAT LAMAN WEB