МЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ДИНАМИКИ ОБЪЕМНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА НА ОСНОВЕ СОПРЯЖЕНИЯ CFDИ MCNP-РАСЧЕТОВ

В работе представлена методика моделирования динамики объемного распределения топлива на основе сопряжения теплофизических и нейтронно-физических расчетов. Разработан алгоритм автоматизированного преобразования результатов CFD-моделирования в расчетную модель MCNP. Методика позволяет учитывать изменение геометрии, фазового состава и пространственного распределения топлива и конструкционных материалов в процессе деградации и плавления топлива. Для этого разработано программное обеспечение, обеспечивающее обработку данных теплофизических расчетов, построение расчетных решеток различного типа, реализацию алгоритма углового дублирования и автоматическое формирование входных данных для нейтронно-физических расчетов. В отличие от традиционного подхода, основанного на создании набора отдельных нейтронно-физических моделей для фиксированных стадий деградации топлива, разработанная методика позволяет выполнять расчеты энерговыделения для любого состояния экспериментального устройства, полученного в результате теплофизического моделирования. Проведена валидация разработанной нейтронно-физической модели объекта испытаний с топливом в составе модели реактора ИГР путем сравнения расчетных результатов с данными спектрометрических исследований. Полученные результаты могут быть использованы при расчетном сопровождении экспериментов по исследованию процессов деградации и плавления ядерного топлива, а также при разработке сопряженных методик теплофизического и нейтронно-физического моделирования для реакторных исследований.

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.