nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2026-3-103-112nuc-1074Research ArticleСтатьиВОСПРОИЗВЕДЕНИЕ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТОПЛИВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ В ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ УСТРОЙСТВАХ РЕАКТОРА ИГРREPRODUCTION OF OPERATING CONDITIONS OF POWER REACTOR FUEL IN EXPERIMENTAL DEVICES OF THE IGR REACTORhttps://orcid.org/0009-0002-8357-4212СекенД. М.SekenD. M.

Дархан Мұқаметтоқтарұлы Секен - Инженер

Курчатов

Kurchatov, Semey

seken@nnc.kzСураевА. С.SurayevA. S.

Курчатов, Семей

Kurchatov, Semey

ЖанболатовО. М.ZhanbolatovO. M.

Курчатов

Kurchatov

ИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Курчатов

Kurchatov

МухамедовН. Е.MukhamedovN. E.

Курчатов, Семей

Kurchatov, Semey

Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК; Шәкәрім университетКазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK; Shakarim UniversityKazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan20261610202603103112Copyright © Секен Д.М., Сураев А.С., Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е., 20262026Секен Д.М., Сураев А.С., Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е.Seken D.M., Surayev A.S., Zhanbolatov O.M., Irkimbekov R.A., 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/1074

В работе представлены результаты расчетного нейтронно-физического моделирования облучательных устройств ID-M и WF с топливом реакторов ВВЭР-1000, APR-1400 и HPR-1000, размещаемых в центральном экспериментальном канале реактора ИГР. С использованием программного комплекса MCNP выполнены расчеты уран-водного соотношения, распределений удельного энерговыделения в твэлах и средней удельной мощности по высоте активной части топлива. Проведен анализ влияния конструктивных особенностей одностенных и двустенных облучательных устройств на нейтронно-физические характеристики топлива. Установлено, что применение облучательного устройства ID-M приводит к снижению среднего уровня удельного энерговыделения приблизительно на 45% по сравнению с устройством WF. Сопоставление расчетных характеристик облучательных устройств с параметрами реакторов ВВЭР-1000, APR-1400 и HPR-1000 показало возможность воспроизведения в реакторе ИГР, в течение 100–200 с, уровней энерговыделения, характерных для эксплуатации топлива энергетических реакторов. Полученные результаты могут быть использованы при подготовке внутриреакторных испытаний перспективного ядерного топлива, оценке тепловых режимов и обеспечении безопасности экспериментальных исследований.

The paper presents the results of computational neutron-physical modeling of irradiation devices ID-M and WF containing fuel from VVER-1000, APR-1400, and HPR-1000 reactors and placed within the central experimental channel of the IGR reactor. Using the MCNP code system, calculations of the uranium-water ratio, specific power generation distributions in fuel rods, and average specific power along the active fuel height were performed. An analysis of the influence of the design features of single-wall and double-wall irradiation devices on the neutron-physical characteristics of the fuel was carried out. It was established that the use of the double-wall ID-M irradiation device results in approximately a 45% reduction in the average specific power generation level compared to the single-wall WF device. Comparison of the calculated characteristics of the irradiation devices with the corresponding parameters of VVER-1000, APR-1400, and HPR-1000 reactors demonstrated the possibility of reproducing in the IGR reactor power generation levels characteristic of fuel operation in commercial power reactors. The obtained results can be applied to the preparation of in-reactor testing of advanced nuclear fuels, thermal regime assessment, and safety assurance of experimental investigations.

нейтронно-физическое моделированиеоблучательные устройстваИГРэнергетический реакторэнерговыделениеудельная мощностьMCNPneutron-physical modelingirradiation devicesIGR reactorVVER-1000APR-1400HPR-1000power generationspecific powerMCNPРабота была выполнена при поддержке Комитета науки МНВО РК в рамках грантового проекта «Расчетное обоснование режимов внутриреакторных испытаний перспективного ядерного топлива» (ИРН AP26199863)ReferencesКомпьютерная модель реактора ИГР для стационарных нейтронно-физических расчетов: а. с. No 2738 от 27.12.16 Республика Казахстан / А.Д. Вурим, В.М. Котов, Р.А. Иркимбеков, Л.К. Жагипарова, А.А. Байгожина.Vurim A.D., Kotov V.M., Irkimbekov R.A., Zhagiparova L.K., Baigozhina A.A. Computer Model of the IGR Reactor for Steady-State Neutronic Calculations. Certificate of State Registration of Copyright No. 2738, Republic of Kazakhstan, 27 Dec. 2016.MCNP User’s Manual Code Version 6.2. Los Alamos National Laboratory Tech. Rep. LA-UR-17-29981. Los Alamos, NM, USA. October 2017.MCNP User's Manual. Code Version 6.2. Los Alamos National Laboratory Tech. Rep. LA-UR-17-29981. Los Alamos, NM, USA, October 2017.Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е. Расчет диаграммы мощности экспериментального устройства с конвертором нейтронов. Вестник НЯЦ РК. 2020;(4):82-87. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-4-82-87Zhanbolatov O.M., Irkimbekov R.A., Mukhamedov N.E. Calculation of the Power Distribution of an Experimental Device with a Neutron Converter. NNC RK Bulletin. 2020;(4):82–87. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-4-82-87Seken, D.M.; Surayev, A.S.; Irkimbekov, R.A.; Vityuk, G.A.; Mukhamedov, N.Y.; Zhanbolatov, O.M.; and Vityuk, V.A. (2025) «Development Of A Neutronic Model Of The Wwer-1000 Reactor Facility Core,» Eurasian Journal of Physics and Functional Materials: Vol. 9: No. 2, Article 6. DOI: https://doi.org/10.69912/2616-8537.1248Seken D.M., Surayev A.S., Irkimbekov R.A., Vityuk G.A., Mukhamedov N.Y., Zhanbolatov O.M., Vityuk V.A. Development of a Neutronic Model of the WWER-1000 Reactor Facility Core. Eurasian Journal of Physics and Functional Materials. 2025;9(2):Article 6. https://doi.org/10.69912/2616-8537.1248Секен, Д., Сураев, А., Иркимбеков, Р., Жанболатов, О., Витюк, Г., Мухамедов, Н., Витюк, В. (2025). Расчет выгорания топлива в реакторной установке ВВЭР-1000. Recent Contributions to Physics, 94(3), 32–42. https://doi.org/10.26577/RCPh20259434Seken D., Surayev A., Irkimbekov R., Zhanbolatov O., Vityuk G., Mukhamedov N., Vityuk V. Fuel Burnup Calculation in the WWER-1000 Reactor Facility. Recent Contributions to Physics. 2025;94(3):32–42. https://doi.org/10.26577/RCPh20259434Какимова Г.Г., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С. Разработка и верификация нейтронно-физической модели реактора APR-1400. Вестник НЯЦ РК. 2025;(4):5-11. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11Kakimova G.G., Irkimbekov R.A., Surayev A.S. Development and Verification of a Neutronic Model of the APR-1400 Reactor. NNC RK Bulletin. 2025;(4):5–11. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11UK HPR1000 GDA. Pre-Construction Safety Report. Chapter 5: Reactor Core. HPRGDA-PCSR-0005. Rev. 001. June 2020. RWM Reference LL/35516003. URL: UK HPR1000 Reactor Core Report (дата обращения: 05.05.2026).UK HPR1000 GDA. Pre-Construction Safety Report. Chapter 5: Reactor Core. HPRGDA-PCSR-0005. Rev. 001. June 2020. RWM Reference LL/35516003. URL: UK HPR1000 Reactor Core Report (дата обращения: 05.05.2026).8 ENDF/B-VII.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nuclear Data Sheets (2006).8 ENDF/B-VII.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nuclear Data Sheets (2006).

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