nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2025-3-50-57nuc-833Research ArticleСтатьиНЕСТАНДАРТНЫЕ ПОДХОДЫ К КОНЕЧНО-ЭЛЕМЕНТНОМУ МОДЕЛИРОВАНИЮ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ИГРNON-STANDARD APPROACHES TO FINITE ELEMENT MODELING OF IGR COREСураевА. С.SuraevA. S.

Сураев Артур Сергеевич - ведущий научный сотрудник лаборатории исследований теплофизических и нейтронно-физических характеристик облучательных установок.

Курчатов

Kurchatov

suraev@nnc.kzИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Иркимбеков Руслан Александрович - начальник лаборатории исследований теплофизических и нейтронно-физических характеристик облучательных установок.

Курчатов

Kurchatov

Irkimbekov@nnc.kzМухамедовН. Е.MukhamedovN. Ye.

Мухамедов Нуржан Еролович - начальник отдела разработки и испытаний реакторных устройств.

Курчатов

Kurchatov

mukhamedov@nnc.kzВитюкГ. А.VityukG. A.

Витюк Галина Анатольевна - начальник лаборатории испытаний реакторного топлива.

Курчатов

Kurchatov

Shmeleova@nnc.kzЖанболатовО. М.ZhanbolatovO. M.

Жанболатов Олжас Муратбекович - научный сотрудник лаборатории исследований теплофизических и нейтронно-физических характеристик облучательных установок.

Курчатов

Kurchatov

zhanbolatov@nnc.kzДолжиковС. А.DolzhikovS. A.

Должиков Сергей Александрович - начальник группы лаборатории испытаний реакторного топлива.

Курчатов

Kurchatov

Dolzhikov@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанInstitute of Atomic Energy Branch of the RSE NNC RKKazakhstan202522102025035057Copyright © Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е., Витюк Г.А., Жанболатов О.М., Должиков С.А., 20252025Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е., Витюк Г.А., Жанболатов О.М., Должиков С.А.Suraev A.S., Irkimbekov R.A., Mukhamedov N.Y., Vityuk G.A., Zhanbolatov O.M., Dolzhikov S.A.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/833

Для моделирования тепловых процессов, которые происходят в активной зоне импульсного графитового реактора ИГР, в Институте атомной энергии РГП НЯЦ РК, применяется разработанная трехмерная теплофизическая модель. Данная модель имеет высокую степень детализации и позволяет проводить теплофизические расчеты параметров активной зоны в различных режимах ее работы, в том числе на предельных энерговыделениях и при возникновении нештатных ситуаций. Входными данными служат многомерные массивы с распределением энерговыделения по активной зоне, полученные после проведения нейтронно-физических расчетов. Результатом моделирования является массив данных, содержащий значения температуры, рассчитанные для каждого узла модели в каждый момент времени. При разработке теплофизической модели были реализованы новые нестандартные подходы, которые ранее не применялись. В данной работе показаны особенности моделирования активной зоны ИГР в среде ANSYS Mechanical APDL, которые позволили получить качественный инструмент для исследования температурных режимов реактора.

To model thermal processes that occur in the core of the Impulse Graphite Reactor (IGR), the Institute of Atomic Energy of the RSE NNC RK uses a designed three-dimensional thermophysical model. This model has a high degree of detail and allows for thermophysical calculations of the core parameters in various modes of operation, including at maximum energy release and in the event of emergency situations. The input data are multidimensional arrays with the distribution of energy release in the core, obtained after neutronic calculations. The result of the modeling is an array of data containing the temperature values of each unit of the model at each moment in time. When designing the thermophysical model, new non-standard approaches were implemented that were not previously used. This paper shows the features of modeling the IGR core in the ANSYS Mechanical APDL environment, which made it possible to obtain a high-quality tool for studying the temperature modes of the reactor.

ИГРтеплофизическая модельметод конечных элементовмногомерный массивANSYSIGRthermophysical modelfinite element methodmultidimensional arrayANSYSДанные исследования финансировались Министерством энергетики Республики Казахстан в рамках Научно-технической программы (BR24792713) «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан».ReferencesVityuk 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. – Art. no. 104889. ISSN 0149-1970, 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. – Art. no. 104889. ISSN 0149-1970, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889Батырбеков Э.Г., Вурим А.Д., Гайдайчук В.А., Витюк В.А. Импульсный графитовый реактор: опыт эксплуатации и применения для испытаний твэлов и ТВС: монография // ООИ «Ишим». – 2023. – 208 с.Batyrbekov E.G., Vurim A.D., Gaydaychuk V.A., Vityuk V.A. Impul'snyy grafitovyy reaktor: opyt ekspluatatsii i primeneniya dlya ispytaniy tvelov i TVS: monografiya // OOI “Ishim”. – 2023. – 208 p. (In Russ.)Khafizov R.R., Poplavsky V.M., Rachkov V.I., Sorokin A.P., Ashurko Yu.M., Volkov A.V., Ivanov E.F., Privezentsev V.V. Experimental investigation of sodium boiling heat exchange in fuel subassembly mockup for perspective fast reactor safety justification // Nuclear Energy and Technology. – 2015. – Vol. 1 (2). – P. 147–152. https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.09Khafizov R.R., Poplavsky V.M., Rachkov V.I., Sorokin A.P., Ashurko Yu.M., Volkov A.V., Ivanov E.F., Privezentsev V.V. Experimental investigation of sodium boiling heat exchange in fuel subassembly mockup for perspective fast reactor safety justification // Nuclear Energy and Technology. – 2015. – Vol. 1 (2). – P. 147–152. https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.09Erlan Batyrbekov, Vladimir Vityuk, Alexander Vurim, Galina Vityuk. Experimental opportunities and main results of the impulse graphite reactor use for research in safety area // Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 182. – 109582. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109582Erlan Batyrbekov, Vladimir Vityuk, Alexander Vurim, Galina Vityuk. Experimental opportunities and main results of the impulse graphite reactor use for research in safety area // Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 182. – 109582. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109582A.S. Surayev, R.A. Irkimbekov, Z.B. Kozhabayev, V.A. Vityuk Impact assessment of the IGR graphite block uneven impregnation with uranium on thermal strength properties / Recent Contributions to Physics. – 2022. – No. 3(82). – P. 52–59. https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.08A.S. Surayev, R.A. Irkimbekov, Z.B. Kozhabayev, V.A. Vityuk Impact assessment of the IGR graphite block uneven impregnation with uranium on thermal strength properties / Recent Contributions to Physics. – 2022. – No. 3(82). – P. 52–59. https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.08ANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFDANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFDБекмагамбетова Б.Е., Вурим А.Д., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С. Динамика температурного поля реактора ИГР // Вестник НЯЦ РК. – 2018.– Вып. 4(76), – С. 60–65. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-60-65Bekmagambetova B.Ye., Vurim A.D., Irkimbekov R.A., Surayev A.S. IGR reactor temperature field dynamics // NNC RK Bulletin. – 2018. – Vol. 4. – P. 60–65. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-60-65ANSYS Mechanical APDL. Thermal Analysis Guide, Ansys Inc., November, 2013.ANSYS Mechanical APDL. Thermal Analysis Guide, Ansys Inc., November, 2013.Rajashekaraiah T. et al. Investigating Various Meshing Techniques in Computational Fluid Dynamics (CFD) for their Impact on Heat Transfer Parameters of Fins // Journal of Mines, Metals and Fuels. – 2025. – P. 117–128. https://doi.org/10.18311/jmmf/2025/45417Rajashekaraiah T. et al. Investigating Various Meshing Techniques in Computational Fluid Dynamics (CFD) for their Impact on Heat Transfer Parameters of Fins // Journal of Mines, Metals and Fuels. – 2025. – P. 117–128. https://doi.org/10.18311/jmmf/2025/45417Vick, Paul. 2004. The Visual Basic .Net Programming Language. Addison-Wesley Professional.Vick, Paul. 2004. The Visual Basic .Net Programming Language. Addison-Wesley Professional.Irkimbekov, R. A., Vityuk, V. A., Vityuk, G. A., Zhanbolatov, O. M., Surayev, A. S., Popov, Y. A., & Kotlyar, A. N. Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor // Nuclear Engineering and Design. – 2025. – Vol. 443. – Art. no. 114278. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278Irkimbekov, R. A., Vityuk, V. A., Vityuk, G. A., Zhanbolatov, O. M., Surayev, A. S., Popov, Y. A., & Kotlyar, A. N. Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor // Nuclear Engineering and Design. – 2025. – Vol. 443. – Art. no. 114278. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278

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