MCNP БАҒДАРЛАМАСЫНДА ЭКСПЕРИМЕНТТІК ҚҰРЫЛҒЫ ОТЫНЫНЫҢ КӨЛЕМДІК ТАРАЛУ ДИНАМИКАСЫН МОДЕЛЬДЕУ ӘДІСТЕМЕСІН ӘЗІРЛЕУ

Жұмыста жылуфизикалық және нейтрондық-физикалық есептеулерді байланыстыру негізінде отынның көлемдік таралу динамикасын модельдеу әдістемесі ұсынылған. CFD-модельдеу нәтижелерін MCNP есептік моделіне автоматтандырылған түрде түрлендіру алгоритмі әзірленді. Әдістеме отынның деградациясы мен балқуы барысында геометрияның, фазалық құрамның және отын мен конструкциялық материалдардың кеңістіктік таралуының өзгерістерін ескеруге мүмкіндік береді. Осы мақсатта жылуфизикалық есептеулер деректерін өңдеуді, әртүрлі типтегі есептік торларды құруды, бұрыштық қайталау алгоритмін жүзеге асыруды және нейтрондық-физикалық есептеулерге арналған кіріс деректерін автоматты түрде қалыптастыруды қамтамасыз ететін бағдарламалық жасақтама әзірленді. Отын деградациясының бекітілген сатылары үшін жеке нейтрондық-физикалық модельдер жиынтығын құруға негізделген дәстүрлі тәсілден айырмашылығы, әзірленген әдістеме жылуфизикалық модельдеу нәтижесінде алынған эксперименттік құрылғының кез келген күйі үшін энергия бөлінуін есептеуге мүмкіндік береді. ИГР реакторы моделінің құрамындағы отыны бар сынақ объектісінің әзірленген нейтрондықфизикалық моделіне верификация жүргізілді. Алынған нәтижелер ядролық отынның деградациясы мен балқу процестерін зерттеуге арналған эксперименттерді есептік сүйемелдеуде, сондай-ақ реакторлық зерттеулер үшін жылуфизикалық және нейтрондық-физикалық модельдеудің байланыстырылған әдістемелерін әзірлеуде пайдаланылуы мүмкін.

1. ANSYS, Inc. Products Release 2021 R1. Academic research Mechanical and CFD.

2. 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.

3. 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.

4. 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.2007.02.016

5. Avramova 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.2010.03.009

6. Ruslan 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.2025.114278

7. MCNP-6.1 Monte-Carlo N-Particle Transport Code: Los Alamos National Laboratory.

8. 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.

9. 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.