nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2024-4-88-95nuc-739Research ArticleСтатьиРАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО ЭКСПЕРИМЕНТА С ТОПЛИВОМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПРИ РЕАЛИЗАЦИИ ДЛИТЕЛЬНОГО РЕЖИМА РАБОТЫ РЕАКТОРА ИГРCOMPUTATIONAL STUDIES IN SUPPORT OF POSSIBILITY OF CONDUCTING AN IN-PILE EXPERIMENT WITH POWER REACTOR FUEL DURING THE IMPLEMENTATION OF THE LONG-TERM OPERATION MODE OF THE IGR REACTORhttps://orcid.org/0000-0002-6672-180XМухамедовН. Е.MukhamedovN. Ye.

начальник отдела разработки и испытаний реакторных устройств Филиала

Курчатов

Kurchatov

mukhamedov@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0003-1598-6629ВитюкВ. А.VityukV. A.

заместитель генерального директора по науке

Курчатов

Kurchatov

vityuk@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0003-3321-8682ВитюкГ. А.VityukG. A.

начальник лаборатории испытаний реакторного топлива Филиала ИАЭ

Курчатов

Kurchatov

Shmeleova@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0002-0311-7357ВуримА. Д.VurimA. D.

Kurchatov

vurim@nnc.kzhttps://orcid.org/0009-0004-3187-535XКелсингазинаР. Е.KelsingazinaR. Ye.

Инженер лаборатории испытаний реакторного топлива Филиала ИАЭ

Курчатов; Семей

Kurchatov; Semey

kelsingazina@nnc.kzДолжиковС. А.DolzhikovS. A.

начальник группы лаборатории испытаний реакторного топлива Филиала ИАЭ

Курчатов

Kurchatov

Dolzhikov@nnc.kzЖенисД. Т.ZhengisD. T.

инженер лаборатории испытаний реакторного топлива Филиала ИАЭ

Курчатов

Kurchatov

zhengis@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0001-5250-2852СураевА. С.SuraevA. S.

старший научный сотрудник лаборатории исследований теплофизических и нейтронно-физических характеристик облучательных устройств Филиала ИАЭ

Курчатов

Kurchatov

suraev@nnc.kzРГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»КазахстанRSE “National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan”KazakhstanРГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»; Университет имени Шакарима города СемейКазахстанRSE “National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan”; Shakarim University of SemeyKazakhstan202430122024048895Copyright © Мухамедов Н.Е., Витюк В.А., Витюк Г.А., Вурим А.Д., Келсингазина Р.Е., Должиков С.А., Женис Д.Т., Сураев А.С., 20252025Мухамедов Н.Е., Витюк В.А., Витюк Г.А., Вурим А.Д., Келсингазина Р.Е., Должиков С.А., Женис Д.Т., Сураев А.С.Mukhamedov N.Y., Vityuk V.A., Vityuk G.A., Vurim A.D., Kelsingazina R.Y., Dolzhikov S.A., Zhengis D.T., Suraev A.S.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/739

Исследования прототипов твэлов и тепловыделяющих сборок во внутриреакторных испытаниях являются неотъемлемой частью в обосновании безопасности и работоспособности разрабатываемых установок, а также необходимы для валидации расчетных кодов. Несмотря на продолжительный срок эксплуатации и большое количество проведенных исследований на реакторе ИГР, возможности этого реактора в условиях реализации длительных экспериментов на минимальной мощности остаются пока не до конца изученными. В данной работе представлено обоснование возможности реализации эксперимента с топливом энергетического реактора при реализации длительного режима работы реактора ИГР. Проведены нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты для определения энерговыделения в топливе и конструкционных материалах экспериментального устройства, времени достижения установившегося теплообмена между твэлом и охлаждающим газом на стационарном уровне мощности твэла и распределения температуры в испытательной секции при заданных энергетических параметрах.

Research of prototype fuel elements and fuel assemblies in in-pile tests are an integral part in substantiating the safety and operability of installations being designed, and are also necessary for validating the calculation codes. Despite the long service life and a large number of studies conducted in the IGR reactor, the capabilities of this reactor under conditions of implementing long-term experiments at minimum power are still not fully clear. This paper presents a substantiation of the possibility of implementing an experiment with power reactor fuel during the implementation of the long-term operation mode of the IGR reactor. Neutronic and thermal-hydraulic calculations were performed to determine the energy release in the fuel and structural materials of the experimental device, the time to achieve steady-state heat exchange between the fuel element and the cooling gas at a steady-state fuel element power level, and the temperature distribution in the test section at specified energy parameters.

экспериментальное устройствоимпульсный графитовый реакторнейтронно-физические расчетытеплогидравлические расчетыкомпьютерное моделированиеминимальная мощность реактораexperimental deviceimpulse graphite reactorneutronic calculationsthermal-hydraulic calculationscomputer modelingminimum reactor powerДанные исследования финансировались Министерством энергетики Республики Казахстан в рамках научно-технической программы BR24792713 «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан».ReferencesОсновные принципы безопасности атомных электростанций 75-INSAG-3 Rev.1. INSAG-12. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности. Международное агентство по атомной энергии. – Вена. – 2015.Osnovnye printsipy bezopasnosti atomnykh elektrostantsiy 75-INSAG-3 Rev.1. INSAG-12. Doklad Mezhdunarodnoy konsul'tativnoy gruppy po yadernoy bezopasnosti. Mezhdunarodnoe agentstvo po atomnoy energii. – Vena. – 2015.Бать Г.А., Коченов А.Ч., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. – М.: Атомиздат. – 1972.Bat' G.A., Kochenov A.Ch., Kabanov L.P. Issledovatel'- skie yadernye reaktory. – Moscow: Atomizdat. – 1972.Batyrbekov E., Vityuk V., Vurim A., Vityuk G. Experimental opportunities and main results of the impulse graphite reactor use for research in safety area / Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 182. – P. 109582. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109582Batyrbekov E., Vityuk V., Vurim A., Vityuk G. Experimental opportunities and main results of the impulse graphite reactor use for research in safety area / Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 182. – P. 109582. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109582Vityuk V., Vityuk G., Vurim A., Irkimbekov R., Kukushkin I., Surayev A., Mukhamedov N. Testing of a heterogeneous fuel rod in the research Impulse Graphite Reactor // Progress in Nuclear Energy. –2023. – Vol. 164. 104889. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889Vityuk V., Vityuk G., Vurim A., Irkimbekov R., Kukushkin I., Surayev A., Mukhamedov N. Testing of a heterogeneous fuel rod in the research Impulse Graphite Reactor // Progress in Nuclear Energy. –2023. – Vol. 164. 104889. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Иданова Д.С. Подготовка реакторных экспериментов по изучению тяжелой аварии быстрого реактора с натриевым теплоносителем // Труды VIII Международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. – Томск, ТПУ. – 2016. – С. 29–30.Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Vityuk G.A., Idanova D.S. Podgotovka reaktornykh eksperimentov po izucheniyu tyazheloy avarii bystrogo reaktora s natrievym teplonositelem // Trudy VIII Mezhdunarodnoy nauchnoprakticheskoy konferentsii «Fiziko-tekhnicheskie problemy v nauke, promyshlennosti i meditsine. – Tomsk, TPU. – 2016. – P. 29–30.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. P. 110532. – ISSN 0306-4549. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110532Kelsingazina 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. P. 110532. – ISSN 0306-4549. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110532Шабалин Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. – М.: Атомиздат. – 1976. – с. 248.Shabalin E.P. Impul'snye reaktory na bystrykh neytronakh. – Moscow: Atomizdat. – 1976. – p. 248.Лукин А.В. Физика импульсных ядерных реакторов. – Снежинск: Изд-во РФЯЦ – ВНИИТФ. –2006. – 528 с.Lukin A.V. Fizika impul'snykh yadernykh reaktorov. – Snezhinsk: Izd-vo RFYaTs – VNIITF. –2006. – 528 p.Компьютерная модель реактора ИГР для стационарных нейтронно-физических расчетов: а.с. №2738 от 27.12.16 Республика Казахстан / А.Д. Вурим, В.М. Котов, Р.А. Иркимбеков, Л.К. Жагипарова, А.А. Байгожина.Komp'yuternaya model' reaktora IGR dlya statsionarnykh neytronno-fizicheskikh raschetov: a.s. No. 2738 ot 27.12.16 Respublika Kazakhstan / A.D. Vurim, V.M. Kotov, R.A. Irkimbekov, L.K. Zhagiparova, A.A. Baygozhina.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.ANSYS Inc. – Release 21.1.0. – USA, 2021.ANSYS Inc. – Release 21.1.0. – USA, 2021.Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат. – 1968. – 484 с.Chirkin V.S. Teplofizicheskie svoystva materialov yadernoy tekhniki. – Moscow: Atomizdat. – 1968. – 484 p.Thermophysical properties of materials for nuclear engineering: a tutorial and collection of data. – IAEA, Vienna. – 2008. http://wwwpub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/IAEATHPH_web.pdfThermophysical properties of materials for nuclear engineering: a tutorial and collection of data. – IAEA, Vienna. – 2008. http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/IAEA-THPH_web.pdf

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