nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2020-2-144-153nuc-253Research ArticleСтатьиРАСЧЕТ ТЕПЛОВОГО СОСТОЯНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1МCALCULATION OF THE THERMAL STATE OF THE EXPERIMENTAL DEVICE FOR TESTS IN THE IVG.1M REACTORСураевА. С.SurayevA. S.

Курчатов

Kurchatov

ИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Курчатов

Kurchatov

ПонкратовЮ. В.PonkratovYu. V.

Курчатов

Kurchatov

Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan20203006202002144153Copyright © Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Понкратов Ю.В., 20202020Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Понкратов Ю.В.Surayev A.S., Irkimbekov R.A., Ponkratov Y.V.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/253

В работе показан подход к выполнению комплексных расчетных исследований, направленных на обоснование требуемых режимов испытания экспериментального устройства в ходе реакторного пуска. В основе этих исследований лежит метод компьютерного моделирования сложных нейтронно-физических и теплофизических процессов. Данный метод реализуется путем использования двух специализированных программ – MCNP6 и ANSYS Fluent.

The paper shows an approach to performing complex design studies aimed at substantiating the required test modes of an experimental device during a reactor launch. The basis of these studies is the method of computer simulation of complex neutron-physical and thermal processes. This method based on two specialized programs MCNP6 and ANSYS Fluent.

экспериментальное устройствокомпьютерное моделированиереактор ИВГ.1МMCNP6ANSYS Fluentexperimental devicecomputer modelingIVG.1M test facilityMCNP6 codeANSYS FluentReferencesANSYS Fluent User’s Guide, Release 13.0; Ansys, Inc.; November, 2010.ANSYS Fluent User’s Guide, Release 13.0; Ansys, Inc.; November, 2010.MCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.MCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.Irkimbekov, R.A., Zhagiparova, L.K., Kotov, V.M. et al. Neutronics Model of the IVG.1M Reactor: Development and Critical-State Verification. Atomic Energy 127, 69–76 (2019). https://doi.org/10.1007/s10512-019-00587-1.Irkimbekov, R.A., Zhagiparova, L.K., Kotov, V.M. et al. Neutronics Model of the IVG.1M Reactor: Development and Critical-State Verification. Atomic Energy 127, 69–76 (2019). https://doi.org/10.1007/s10512-019-00587-1.Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Вурим А.Д., Котов В.М., Прозорова И.В. Компьютерная модель реактора ИВГ.1М для стационарных нейтронно-физических расчетов. – А.с. № 2757 РК, 24.08.2018.ИВГ.1М модель для НФР.Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Вурим А.Д., Котов В.М., Прозорова И.В. Компьютерная модель реактора ИВГ.1М для стационарных нейтронно-физических расчетов. – А.с. № 2757 РК, 24.08.2018.ИВГ.1М модель для НФР.ANSYS release 14.5 Documentation for ANSYS WORKBENCH: ANSYS Inc. – Электрон. дан. и прогр. – [Б. м.], 2014.ANSYS release 14.5 Documentation for ANSYS WORKBENCH: ANSYS Inc. – Электрон. дан. и прогр. – [Б. м.], 2014.Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: М., Атомиздат, 1968. – 484 с.Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: М., Атомиздат, 1968. – 484 с.Сорокин В.Г. Марочник сталей и сплавов: М, Машиностроение,1989. – 640 с.Сорокин В.Г. Марочник сталей и сплавов: М, Машиностроение,1989. – 640 с.

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