nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2026-3-56-62nuc-1067Research ArticleСтатьиВЛИЯНИЕ МАТЕРИАЛОВ ЗАЩИТНЫХ АМПУЛ НА ПАРАМЕТРЫ ГАММА-НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ОБРАЗЦОВ ТОПЛИВА ПРИ ИСПЫТАНИЯХ НА РЕАКТОРЕ ИГРEFFECT OF PROTECTIVE CAPSULE MATERIAL ON THE NEUTRON-PHYSICAL CHARACTERISTICS OF IRRADIATION DEVICE ELEMENTS DURING TESTING AT THE IGR REACTORКакимоваГ. Г.KakimovaG. G.

Гулайым Галымжанкызы Какимова

Курчатов

Kurchatov

kakimova@nnc.kzЖанболатовО. М.ZhanbolatovО. M.

Курчатов

Kurchatov

ИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Курчатов

Kurchatov

СураевА. С.SurayevA. S.

Курчатов

Kurchatov

МухамедовН. Е.MukhamedovN. E.

Курчатов

Kurchatov

Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan202616102026035662Copyright © Какимова Г.Г., Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С., Мухамедов Н.Е., 20262026Какимова Г.Г., Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С., Мухамедов Н.Е.Kakimova G.G., Zhanbolatov О.M., Irkimbekov R.A., Surayev A.S., Mukhamedov N.E.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/1067

В данной работе проведен анализ влияния материала защитной ампулы на нейтронно-физические характеристики гамма-нейтронного облучения экспериментальных образцов топлива при испытаниях на исследовательском реакторе ИГР. Расчеты выполнены с использованием кода MCNP6 [1] и библиотек ENDF/B-VII [2]. Рассмотрены конструкционные материалы защитной ампулы, применяемые при испытаниях экспериментальных тепловыделяющих сборок. Определены зависимости энерговыделения, спектральных характеристик нейтронного поля и пространственного распределения потока нейтронов от состава и толщины стенок защитной ампулы. Установлено, что выбор материала ампулы оказывает количественно измеримое влияние на условия облучения топливных элементов, которое необходимо учитывать при интерпретации результатов реакторных испытаний. Полученные результаты формируют основу для обоснования конструктивных решений и оптимизации условий облучения топливных элементов.

This study presents the analysis of the influence of the protective capsule material on the neutron-physical characteristics of fuel element irradiation during experiments conducted at the IGR research reactor. The calculations were performed using the MCNP6 code and the ENDF/B-VII nuclear data libraries. Different structural materials of protective capsules used in the testing of experimental fuel assemblies were considered. The dependences of energy deposition, spectral characteristics of the neutron field, and spatial distribution of neutron flux on the composition and wall thickness of the protective capsule were determined. It was found that the choice of capsule material has a quantitatively measurable effect on the irradiation conditions of the fuel elements, which must be taken into account when interpreting the results of reactor experiments. The obtained results provide a basis for substantiating design solutions and optimizing the irradiation conditions of fuel elements.

защитная ампулатопливные элементынейтронно-физические характеристикиэнерговыделениеисследовательский реактор ИГРprotective capsulefuel elementsneutron-physical characteristicsenergy releaseIGR research reactorРабота была выполнена при поддержке Комитета науки МНВО РК в рамках грантового проекта «Расчетное обоснование режимов внутриреакторных испытаний перспективного ядерного топлива» (ИРН AP26199863)ReferencesMCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.MCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.ENDF/B-VII.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nuclear Data Sheets (2006).ENDF/B-VII.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nuclear Data Sheets (2006).Импульсный графитовый реактор ИГР / И.В. Курчатов, С. М. Фейнберг, Н. А. Доллежаль и др. // Атомная энергия / АН СССР. – 1964. – Т. 17. – Вып. 6. – С. 463474.Импульсный графитовый реактор ИГР / И.В. Курчатов, С. М. Фейнберг, Н. А. Доллежаль и др. // Атомная энергия / АН СССР. – 1964. – Т. 17. – Вып. 6. – С. 463474.Расчет активности стальной ампулы после реакторного облучения / Сураев А.С., Какимова Г.Г., Иркимбеков Р.А. // Вестник НЯЦ РК. 2023. – Вып. 4. – С. 85-90.Расчет активности стальной ампулы после реакторного облучения / Сураев А.С., Какимова Г.Г., Иркимбеков Р.А. // Вестник НЯЦ РК. 2023. – Вып. 4. – С. 85-90.Irkimbekov, R.A., Vityuk, V.A., Vityuk, G.A., Zhanbolatov, O.M., Surayev, A.S., Popov, Y.A., & Kotlyar, A.N. (2025). Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor. Nuclear Engineering and Design, 443, 114278. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278.Irkimbekov, R.A., Vityuk, V.A., Vityuk, G.A., Zhanbolatov, O.M., Surayev, A.S., Popov, Y.A., & Kotlyar, A.N. (2025). Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor. Nuclear Engineering and Design, 443, 114278. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278.Савельев И.В. Курс общей физики: в 5 кн. Кн. 3. Молекулярная физика и термодинамика / И. В. Савельев. – 3-е изд., испр. – Москва: АСТ: Астрель, 2007. – 208 с. – ISBN 978-5-17-045411-0.Савельев И.В. Курс общей физики: в 5 кн. Кн. 3. Молекулярная физика и термодинамика / И. В. Савельев. – 3-е изд., испр. – Москва: АСТ: Астрель, 2007. – 208 с. – ISBN 978-5-17-045411-0.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.