BRIA, Agustinus and Nur, Muhammad and Christwardana, Marcelinus (2026) ANALISIS NEUTRONIK DAN HIDROLIK TERMAL PADA SMALL MODULAR REACTOR (FUJI-U3) DENGAN MENGGUNAKAN MCNP CODE DAN ANSYS. Masters thesis, UNIVERSITAS DIPONEGORO.

	Text cover aja.pdf Download (143kB)
	Text Cover lengkap.pdf Restricted to Repository staff only Download (643kB)
	Text BAB I.pdf Download (291kB)
	Text BAB II.pdf Download (481kB)
	Text BAB III.pdf Restricted to Repository staff only Download (306kB)
	Text BAB IV.pdf Restricted to Repository staff only Download (1MB)
	Text BAB V.pdf Restricted to Repository staff only Download (252kB)
	Text Daftar Pustaka.pdf Download (207kB)
	Text Lampiran.pdf Restricted to Repository staff only Download (616kB)

Abstract

Penelitian ini membahas analisis neutronik dan hidrolik termal pada desain Small Modular Reactor (SMR) tipe FUJI-U3 menggunakan simulasi komputasi. Mengingat pentingnya aspek keselamatan dan kebutuhan akan desain reaktor yang efisien, penelitian ini bertujuan untuk mengevaluasi perilaku neutron menggunakan perangkat lunak MCNP6, memetakan profil suhu menggunakan ANSYS Fluent dan mengintegrasikan kedua hasil tersebut melalui metode penggabungan satu arah (one-way coupling). Pada analisis neutronik, evaluasi dilakukan dengan memvariasikan tingkat pengayaan bahan bakar Uranium-233 sebesar 1,0%, 1,5%, 2,0%, 2,5% dan 3,0%. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pengayaan 3,0% merupakan konfigurasi paling optimal untuk mendukung desain operasi jangka panjang, yang menghasilkan faktor multiplikasi efektif (K_eff) awal sebesar 1,186 dan memungkinkan reaktor beroperasi hingga kurang lebih 16 sampai 18 tahun tanpa pengisian ulang bahan bakar (refueling). Selain itu, desain geometri yang membagi teras menjadi tiga zona (Core-1, Core-2 dan Core-3) terbukti efektif dalam meratakan fluks neutron, sehingga menghasilkan nilai faktor puncak daya (Power Peaking Factor/PPF) yang aman, yakni sebesar 1,72. Analisis derajat bakar (burnup) juga mengonfirmasi terjadinya mekanisme pembiakan (breeding) yang sukses pada siklus bahan bakar Thorium (Th-232 menjadi U-233). Untuk analisis hidrolik termal, data densitas daya puncak sebesar 23,20 MW/m³ dari pengayaan 3% diekstraksi dari MCNP6 dan digunakan sebagai sumber panas (source term) pada ANSYS. Simulasi ini difokuskan pada pemodelan saluran terpanas (hot channel) di area Inti-2 (Core-2) yang merepresentasikan skenario pembebanan ekstrem. Hasilnya menunjukkan bahwa reaktor memiliki margin keselamatan termal yang sangat baik. Temperatur maksimum pada fluida garam cair (FLiBe) mencapai 889,6 K (616,45 °C), jauh di bawah titik didih campuran garam tersebut (1.430 °C), sehingga mencegah terjadinya pendidihan lokal (localized boiling). Sementara itu, temperatur maksimum pada struktur penyangga moderator grafit mencapai 889,2 K (616,05 °C), yang masih berada dalam batas aman di bawah ambang pelemahan struktural material (750 °C-800 °C). Secara keseluruhan, penerapan metode one-way coupling berhasil memvalidasi bahwa modifikasi desain teras FUJI-U3 dengan pengayaan U-233 3% tidak hanya menunjukkan keberlangsungan siklus operasi reaktor yang sangat panjang, tetapi juga beroperasi dengan tingkat keselamatan inheren yang baik dan terhindar dari batas kegagalan termal struktural.
Kata Kunci : Reaktor nuklir, small modular reactor, FUJI-U3, neutronic, hidrolik termal, MCNP6, ANSYS.

This study discusses the neutronic and thermal-hydraulic analysis of the FUJI-U3 type Small Modular Reactor (SMR) design using computational simulations. Considering the importance of safety aspects and the need for an efficient reactor design, this study aims to evaluate neutron behavior using the MCNP6 software, map temperature profiles using ANSYS Fluent, and integrate both results through the one-way coupling method. In the neutronic analysis, evaluation was carried out by varying the Uranium-233 fuel enrichment levels at 1,0%, 1,5%, 2,0%, 2,5%, and 3,0%. The simulation results show that 3,0% enrichment is the most optimal configuration to support long-term operational design, producing an initial effective multiplication factor (K_eff) of 1,186 and allowing the reactor to operate for approximately 16 to 18 years without refueling. In addition, the geometric design dividing the core into three zones (Core-1, Core-2, and Core-3) proved effective in leveling the neutron flux, thereby resulting in a safe Power Peaking Factor (PPF) value of 1,72. The burnup analysis also confirmed the successful occurrence of the breeding mechanism in the thorium fuel cycle (Th-232 to U-233). For the thermal-hydraulic analysis, a peak power density of 23,20 MW/m³ from the 3% enrichment case was extracted from MCNP6 and used as the heat source term in ANSYS. This simulation focused on modeling the hot channel in the Core-2 area, representing an extreme loading scenario. The results indicate that the reactor has an excellent thermal safety margin. The maximum temperature of the molten salt coolant (FLiBe) reached 889,6 K (616,45 °C), well below the boiling point of the salt mixture (1.430 °C), thus preventing localized boiling. Meanwhile, the maximum temperature in the graphite moderator support structure reached 889,2 K (616,05 °C), which is still within the safety threshold below the structural material’s weakening limit (750 °C-800 °C). Overall, the application of the one-way coupling method successfully validated that the FUJI-U3 core design modification with 3% U-233 enrichment not only demonstrates a very long reactor operation cycle, but also operates with good inherent safety and avoids structural thermal failure limits.
Keywords: nuclear reactor, small modular reactor, FUJI-U3, neutronic, thermal-hydraulic, MCNP6, ANSYS

Actions (login required)

View Item