nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2026-2-210-219nuc-1091Research ArticleСтатьиМЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ДИНАМИКИ ОБЪЕМНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА НА ОСНОВЕ СОПРЯЖЕНИЯ CFDИ MCNP-РАСЧЕТОВDEVELOPMENT OF A METHODOLOGY FOR MODELING THE DYNAMIC VOLUMETRIC DISTRIBUTION OF FUEL IN AN EXPERIMENTAL DEVICE USING MCNPhttps://orcid.org/0009-0002-8357-4212СекенД. М.SekenD. M.

Дархан Мұқаметтоқтарұлы Секен - инженер

Курчатов; Семей

Kurchatov; Semey

seken@nnc.kzЖанболатовО. М.ZhanbolatovO. M.

Курчатов

Kurchatov

СураевА. С.SurayevA. S.

Курчатов; Семей

Kurchatov; Semey

ИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Курчатов

Kurchatov

МухамедовН. Е.MukhamedovN. E.

Курчатов

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 RKKazakhstan20261610202603210219Copyright © Секен Д.М., Жанболатов О.М., Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е., 20262026Секен Д.М., Жанболатов О.М., Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е.Seken D.M., Zhanbolatov O.M., Surayev A.S., 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/1091

В работе представлена методика моделирования динамики объемного распределения топлива на основе сопряжения теплофизических и нейтронно-физических расчетов. Разработан алгоритм автоматизированного преобразования результатов CFD-моделирования в расчетную модель MCNP. Методика позволяет учитывать изменение геометрии, фазового состава и пространственного распределения топлива и конструкционных материалов в процессе деградации и плавления топлива. Для этого разработано программное обеспечение, обеспечивающее обработку данных теплофизических расчетов, построение расчетных решеток различного типа, реализацию алгоритма углового дублирования и автоматическое формирование входных данных для нейтронно-физических расчетов. В отличие от традиционного подхода, основанного на создании набора отдельных нейтронно-физических моделей для фиксированных стадий деградации топлива, разработанная методика позволяет выполнять расчеты энерговыделения для любого состояния экспериментального устройства, полученного в результате теплофизического моделирования. Проведена валидация разработанной нейтронно-физической модели объекта испытаний с топливом в составе модели реактора ИГР путем сравнения расчетных результатов с данными спектрометрических исследований. Полученные результаты могут быть использованы при расчетном сопровождении экспериментов по исследованию процессов деградации и плавления ядерного топлива, а также при разработке сопряженных методик теплофизического и нейтронно-физического моделирования для реакторных исследований.

The paper presents a methodology for modeling the dynamics of volumetric fuel distribution based on the coupling of thermal-hydraulic and neutronic calculations. An algorithm was developed for the automated conversion of CFD simulation results into an MCNP computational model. The methodology makes it possible to account for changes in geometry, phase composition, and spatial distribution of fuel and structural materials during fuel degradation and melting processes. To achieve this, software was developed for processing thermal-hydraulic calculation data, generating computational lattices of various types, implementing an angular duplication algorithm, and automatically creating input files for neutronic calculations. Unlike the conventional approach, which relies on the development of a set of separate neutronic models corresponding to fixed stages of fuel degradation, the proposed methodology enables power distribution calculations for any state of the experimental device obtained from thermal-hydraulic simulations. Verification of the developed neutronic model of the test facility containing fuel within the reactor model of the IGR reactor was performed. The obtained results can be used for computational support of experiments investigating nuclear fuel degradation and melting processes, as well as for the development of coupled thermal-hydraulic and neutronic modeling methodologies for reactor research applications.

нейтронно-физическое моделированиеоблучательные устройстваИГРэнерговыделениеMCNPCFDсопряженные расчетытвэлneutronic modelingirradiation devicesIGR reactorpower generationMCNPCFDTVSSKfuel rodРабота выполнена в рамках РБП 036 «Развитие атомных и энергетических проектов», подпрограммы 105 «Прикладные научные исследования технологического характера в сфере атомной энергетики», мероприятие BR24792713 «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан» на 2024-2026 годы по теме «Исследование возможности проведения облучательных экспериментов с топливом энергетического реактора на предельных параметрах работы реактора ИГР»ReferencesANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFD.ANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFD.Сураев А.С., Витюк Г.А., Пахниц А.В., Иркимбеков Р.А. Компьютерное моделирование тяжелых аварий на реакторе ИГР // X Международная конференция «Атомная энергетика, ядерные и радиационные технологии XXI века: тезисы докладов, Минск, 2831 мая 2024 г.» – Минск: Государственное научное учреждение «Объединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны» Национальной академии наук Беларуси, 2024. – С. 50.Suraev A.S., Vityuk G.A., Pakhnits A.V., Irkimbekov R.A. Computer Modeling of Severe Accidents at the IGR Reactor. In: Proceedings of the 10th International Conference “Nuclear Energy, Nuclear and Radiation Technologies of the XXI Century”, Minsk, May 28-31, 2024. Minsk: Joint Institute for Power and Nuclear Research Sosny of the National Academy of Sciences of Belarus, 2024. P. 50.Kelsingazina R., Vityuk V., Vurim A., Vityuk G., Mukhamedov N., Tikhomirov G. Computational approaches for determining the nuclear heating value of structural materials during the irradiation at the IGR reactor // Annals of Nuclear Energy.– 2024.– Vol.204, art. no. 110532.– https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110532.Kelsingazina R., Vityuk V., Vurim A., Vityuk G., Mukhamedov N., Tikhomirov G. Computational approaches for determining the nuclear heating value of structural materials during the irradiation at the IGR reactor // Annals of Nuclear Energy.– 2024.– Vol.204, art. no. 110532.– https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110532.Ivanov K., Avramova M. Challenges in coupled thermal–hydraulics and neutronics simulations for LWR safety analysis // Annals of Nuclear Energy – 2007. – Vol. 34, No. 6 – P. 501– 513 – https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007.02.016Ivanov K., Avramova M. Challenges in coupled thermal– hydraulics and neutronics simulations for LWR safety analysis // Annals of Nuclear Energy.– 2007.– Vol. 34, No. 6.– P. 501–513.– https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007.02.016Avramova M., Ivanov K. Coupled Multiphysics Modeling for Nuclear Reactor Applications // Nuclear Engineering and Design – 2010.– Vol. 240.– P. 601-614. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2010.03.009Avramova M., Ivanov K. Coupled Multiphysics Modeling for Nuclear Reactor Applications // Nuclear Engineering and Design. – 2010.– Vol. 240.– P. 601-614. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2010.03.009Ruslan A. Irkimbekov, Vladimir A. Vityuk, Galina A. Vityuk, Olzhas M. Zhanbolatov, Artur S. Surayev, Yuri A. Popov, Andrey N. Kotlyar (2025) Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor // Nuclear Engineering and Design, 443 (2025), 114278, doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278Ruslan A. Irkimbekov, Vladimir A. Vityuk, Galina A. Vityuk, Olzhas M. Zhanbolatov, Artur S. Surayev, Yuri A. Popov, Andrey N. Kotlyar (2025) Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor // Nuclear Engineering and Design, 443 (2025), 114278, doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278MCNP-6.1 Monte-Carlo N-Particle Transport Code: Los Alamos National Laboratory.MCNP-6.1 Monte-Carlo N-Particle Transport Code: Los Alamos National Laboratory.Қабдылқақов Е.А., Сураев А.С., Жанболатов О.М., Витюк Г.А., Иркимбеков Р.А. Совершенствование методов моделирования плавления ТВС в условиях экспериментальных исследований на реакторе ИГР // Вестник НЯЦ РК.– 2025.– Вып. 2(102).– C. 151–164.– https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-2-151-164.Kabdylkakov E.A., Suraev A.S., Zhanbolatov O.M., Vityuk G.A., Irkimbekov R.A. Improvement of Methods for Modeling the Melting of Fuel Assemblies under Experimental Conditions at the IGR Reactor // NNC RK Bulletin.– 2025.– Issue 2(102).– P. 151–164.– https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-2-151-164.Eickhoff M., Rückert A., Pfeifer H. Solidification modeling with User defined function in Ansys Fluent //Progress in Applied CFD – CFD2017 Selected papers from 12th International Conference on Computational Fluid Dynamics in the Oil & Gas, Metallurgical and Process Industries. – SINTEF Academic Press, 2017.Eickhoff M., Rückert A., Pfeifer H. Solidification modeling with User defined function in Ansys Fluent //Progress in Applied CFD – CFD2017 Selected papers from 12th International Conference on Computational Fluid Dynamics in the Oil & Gas, Metallurgical and Process Industries. – SINTEF Academic Press, 2017.

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