nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2025-2-151-164nuc-836Research ArticleСтатьиСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПЛАВЛЕНИЯ ТВС В УСЛОВИЯХ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ НА РЕАКТОРЕ ИГРIMPROVEMENT OF METHODS FOR MODELING THE MELTING OF FUEL ASSEMBLIES IN THE CONDITIONS OF AN EXPERIMENT ON IGR RECTORhttps://orcid.org/0000-0003-3541-2569ҚабдылқақовЕ. А.KabdylkakovE. A.

Курчатов

Kurchatov

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

Курчатов

Kurchatov

suraev@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0002-1049-1726ЖанболатовО. М.ZhanbolatovO. M.

Курчатов

Kurchatov

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

Курчатов

Kurchatov

Shmeleova@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0002-5684-2341ИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

Курчатов

Kurchatov

irkimbekov@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan20251407202502151164Copyright © Қабдылқақов Е.А., Сураев А.С., Жанболатов О.М., Витюк Г.А., Иркимбеков Р.А., 20252025Қабдылқақов Е.А., Сураев А.С., Жанболатов О.М., Витюк Г.А., Иркимбеков Р.А.Kabdylkakov E.A., Suraev A.S., Zhanbolatov O.M., Vityuk G.A., Irkimbekov R.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/836

Экспериментальное исследование процесса разрушения топлива на реакторе ИГР позволяет получать данные о процессах, происходящих в тепловыделяющих сборках различных видов ядерных реакторов во время тяжелых аварий. Одним из этапов тяжелых аварий является плавление ядерного топлива и его перемещение. В данной работе рассмотрено комплексное применение физических моделей в ANSYS FLUENT для достижения явного динамического плавления элементов тепловыделяющей сборки. Расчетные исследования проводятся на двухмерной модели экспериментального реакторного устройства. Применяются расчетные модели «volume of fluid» и «solidification melting» которые позволяют моделировать движение расплавленных элементов тепловыделяющей сборки. Для задания сложного профиля энерговыделения использована пользовательская функция (User defined function – UDF). В результате получена картина, демонстрирующая все стадии развития контролируемой аварийной ситуации в экспериментальном устройстве во время реакторного пуска от начала плавления наиболее разогретых элементов до динамичного перемещения многокомпонентного расплава.

Experimental studies of the process of fuel destruction at the IGRY reactor make it possible to obtain data on the processes occurring in the fuel assemblies of various types of nuclear reactors during severe accidents. One of the stages of severe accidents is the melting of nuclear fuel. One of the stages of severe accidents is the melting of nuclear fuel. In this paper, we consider the complex application of physical models of the ANSYS FLUENT software module to achieve explicit dynamic melting of elements of a fuel assembly. Computational studies are carried out on a two-dimensional model of an experimental reactor device. The calculation models «volume of fluid» and «solidification melting» are used, which allow modeling the movements of the liquid fraction of the elements of the fuel assembly. To set the energy release, a user defined function (UDF) of the Fluent module is used.

экспериментальное устройствобезопасностьрасплавметод объема жидкостифазовый переходпользовательская функцияэнерговыделениеANSYS FLUENT.experimental devicesafetymeltvolume of fluidphase transitionuser defined functionenergy releaseРабота выполнена в рамках проекта грантового финансирования АР19577709 «Развитие методов CFD моделирования для описания процессов, сопровождающих развитие тяжелой аварии ядерного энергетического реактора».Referenceshttps://www.gen-4.org/generation-iv-criteria-andtechnologies/sodium-fast-reactor-sfrhttps://www.gen-4.org/generation-iv-criteria-andtechnologies/sodium-fast-reactor-sfrBatyrbekov E. et al. 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.Batyrbekov E. et al. 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.Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Мухамедов Н.Е. Расчет диаграммы мощности экспериментального устройства с конвертором нейтронов // Вестник НЯЦ РК. – 2020. – № 4. – С. 82–87. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-4-82-87Zhanbolatov О.М., Irkimbekov R.A., Mukhamedov N.E. Calculation of the power diagram of an experimental device with a neutron converter // NNC RK Bulletin. – 2020. – No. 4. – P. 82–87. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-4-82-87Сулейменов Н.А., Пахниц А.В., Сураев А.С. Внутриреакторный эксперимент по испытанию твэла быстрого реактора в условиях аварии с потерей теплоносителя // Вестник НЯЦ РК. – 2019. № 1. – С. 133–138. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-133-138Suleimenov N.A., Pakhnits A.V., Suraev A.S. In-reactor experiment for the testing of a fast-reactor pile in the conditions of loss-of-coolant accident // NNC RK Bulletin. – 2019. – No. 1. – P. 133–138. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-133-138Котов В.М., Жанболатов О.М., Сулейменов Н.А. Обоснование технологии экспериментальных исследований твэлов быстрых реакторов в ИГР // Вестник НЯЦ РК. – 2020. – № 1. – С. 62–67. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-1-62-67Kotov V.М., Zhanbolatov О.M., Suleymenov N.A. Substantiation of an experimental study technology of fuel rods of fast reactors in the IGR // NNC RK Bulletin. – 2020. – No. 1. – P. 62–67. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-1-62-67Мухамедов Н.Е., Витюк В.А., Витюк Г.А., Вурим А.Д., Келсингазина Р.Е., Должиков С.А., Женис Д.Т., Сураев А.С. Расчетные исследования в обоснование возможности проведения внутриреакторного эксперимента с топливом энергетического реактора при реализации длительного режима работы реактора ИГР // Вестник НЯЦ РК. – 2024. – № 4. – С. 88–95. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2024-4-88-95Mukhamedov N.Ye., Vityuk V.A., Vityuk G.A., Vurim A.D., Kelsingazina R.Ye., Dolzhikov S.A., Zhengis D.T., Suraev A.S. Computational 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 reactor // NNC RK Bulletin. – 2024. – No. 4. – P. 88–95. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2024-4-88-95Скаков М.К., Мухамедов Н.Е., Пахниц А.В., Дерявко И.И. Свойства расплава материалов активной зоны ядерного реактора, полученного на исследовательском реакторе ИГР // Вестник НЯЦ РК. – 2019. – № 1. – С. 129–132. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-129-132Skakov M.K., Mukhamedov N.Ye., Pakhnits A.V., Deryavko I.I. Nuclear reactor corium properties obtained at IGR research reactor // NNC RK Bulletin. – 2019. – No. 1. – P. 129–132. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-129-132Батырбеков Э.Г., Скаков М.К., Витюк В.А., Бакланов В.В., Вурим А.Д., Пахниц А.В., Камияма К., Мацуба К. Экспериментальные исследования в поддержку безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем // Вестник НЯЦ РК. – 2018. № 3. – С. 117–121. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-3-117-121Batyrbekov E.G., Skakov M.K., Vityuk V.A., Baklanov V.V., Vurim A.D., Pakhnits A.V., Kamiyama K., Matsuba K. Experimental studies in substantiation of sodium cooled fast reactors safety // NNC RK Bulletin. – 2018. – No. 3. – P. 117–121. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-3-117-121Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L. Разработка модельной ТВС для исследования аварийной ситуации с мгновенной блокировкой потока теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах // Вестник НЯЦ РК. – 2018. – № 3. – С. 93–98. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-3-93-98Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Vityuk G.A., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L. Development of a model fa for the study of emergency situation with an immediate blocking of the coolant flow in fast reactor // NNC RK Bulletin. –2018. – No. 3. – P. 93–98. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-3-93-98Kaplienko, A.V., Lemekhov, V.V., Cherepnin, Y.S. et al. Tests of fuel elements with uranium-plutonium nitride fuel in an IGR pulsed reactor // Atom Energy. – 2023. – Vol. 134. – P. 275–282. https://doi.org/10.1007/s10512-024-01055-1Kaplienko, A.V., Lemekhov, V.V., Cherepnin, Y.S. et al. Tests of fuel elements with uranium-plutonium nitride fuel in an IGR pulsed reactor // Atom Energy. – 2023. – Vol. 134. – P. 275–282. https://doi.org/10.1007/s10512-024-01055-1ANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFDANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFDMCNP-6.1. Monte-Carlo N-Particle Transport Code // Los Alamos National Laboratory; Los Alamos, New Mexico. – 2008.MCNP-6.1. Monte-Carlo N-Particle Transport Code // Los Alamos National Laboratory; Los Alamos, New Mexico. – 2008.Fluent A. et al. Ansys Fluent theory guide //Ansys Inc., USA. – 2021.Fluent A. et al. Ansys Fluent theory guide //Ansys Inc., USA. – 2021. 14. 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 – Kurchatov, RK, 2023 g.Батырбеков Э.Г., Вурим А.Д., Гайдайчук В.А., Витюк В.А. Импульсный графитовый реактор: опыт эксплуатации и применения для испытаний твэлов и ТВС // Монография –Курчатов, РК, 2023 г.Vladimir Vityuk, Galina Vityuk, Alexander Vurim, Ruslan Irkimbekov, Ivan Kukushkin, Artur Surayev, Nurzhan Mukhamedov. Testing of a heterogeneous fuel rod in the research Impulse graphite reactor // Progress in Nuclear Energy. –2023. – Vol. 164. – art. No. 104889. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889Vladimir Vityuk, Galina Vityuk, Alexander Vurim, Ruslan Irkimbekov, Ivan Kukushkin, Artur Surayev, Nurzhan Mukhamedov. Testing of a heterogeneous fuel rod in the research Impulse graphite reactor // Progress in Nuclear Energy. –2023. – Volume 164. – art. No. 104889. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889Kelsingazina 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.2024.110532Kelsingazina 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, art. No. 110532. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110532Kabdylkakov Y.A., Suraev A.S. Application of the VOLUME OF FLUID method to simulate the process of melting and movement of fuel // NNC RK Bulletin. – 2021. – No. 3. – P. 3–8. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2021-3-3-8Қабдылқақов Е. А. Сураев А.С., Иркимбеков Р. А. Применение метода VOLUME OF FLUID для моделирования процесса плавления и перемещения топлива // Вестник НЯЦ РК. – 2021. – №. 3. – С. 3–8. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2021-3-3-8Surayev A.S., Irkimbekov R.A., Vurim A.D. Modeling of the interaction of a melt jet with a steel wall // NNC RK Bulletin. – 2020. – No. 1. – P. 19–22. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2020-1-19-22Сураев А. С., Иркимбеков Р. А., Вурим А. Д. Моделирование взаимодействия струи расплава со стальной стенкой // Вестник НЯЦ РК. – 2020. – №. 1. – С. 19–22Tekhnicheskiy otchet o nauchno-issledovatel'skoy rabote. Analiz usloviy bezopasnogo provedeniya ispytaniy eksperimental'nogo ustroystva FD. Branch IAE RSE NNC RK. – Kurchatov, 2005.Технический отчет о научно-исследовательской работе. Анализ условий безопасного проведения испытаний экспериментального устройства FD. Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК. – Курчатов, 2005.Analiz rezul'tatov eksperimenta FD. Otchet po nauchnoissledovatel'skoy rabote // Branch IAE RSE NNC RK. – Kurchatov, 2006.Анализ результатов эксперимента FD. Отчет по научно-исследовательской работе // Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК. – Курчатов, 2006.International Atomic Energy Agency. Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection of Data. – 2008.International Atomic Energy Agency. Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection of Data. – 2008.Haynes W. M. CRC handbook of chemistry and physics, (Internet Version 2011) //Taylor Francis Group: Boca Raton, FL. – 2011.Haynes W. M. CRC handbook of chemistry and physics, (Internet Version 2011) //Taylor Francis Group: Boca Raton, FL. – 2011.Chirkin, V.S. Teplofizicheskie svoystva materialov yadernoy tekhniki / V.S. Chirkin. – Moscow: Atomizdat, 1968. 121–128, 291–294, 237–239 p.Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин. – М.: Атомиздат, 1968. 121–128, 291–294, 237–239 с.Manual U.D.F. ANSYS FLUENT 12.0 //Theory Guide. – 2021.Manual U.D.F. ANSYS FLUENT 12.0 // Theory Guide. – 2021.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.Kabdylkakov Y., Surayev A., Irkimbekov R. New approaches to CFD analysis of experimental devices in the Ansys fluent // AIP Conference Proceedings. – AIP Publishing, 2024. – Vol. 3020. – No. 1.Kabdylkakov Y., Surayev A., Irkimbekov R. New approaches to CFD analysis of experimental devices in the Ansys fluent // AIP Conference Proceedings. – AIP Publishing, 2024. – Vol. 3020. – No. 1.Suleimenov N. A., Mukhamedov N. E., Zhanbolatov O. M. Using a user–defined function in ANSYS FLUENT to implement the energy release profile in model fuel elements taking into account radiation heating // Bulletin of the Karaganda University “Physics Series”. – 2021. – Vol. 104. – No. 4. – P. 78–84.Suleimenov N. A., Mukhamedov N. E., Zhanbolatov O. M. Using a user–defined function in ANSYS FLUENT to implement the energy release profile in model fuel elements taking into account radiation heating //Bulletin of the Karaganda University “Physics Series”. – 2021. – Vol. 104. – No. 4. – P. 78–84.Suleimenov N. A., Mukhamedov N. E., Zhanbolatov O. M. Using a user–defined function in ANSYS FLUENT to implement the energy release profile in model fuel elements taking into account radiation heating //Bulletin of the Karaganda University “Physics Series”. – 2021. – Vol. 104. – No. 4. – P. 78–84.

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