РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО ЭКСПЕРИМЕНТА С ТОПЛИВОМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПРИ РЕАЛИЗАЦИИ ДЛИТЕЛЬНОГО РЕЖИМА РАБОТЫ РЕАКТОРА ИГР

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.

1. Основные 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.

2. Бать Г.А., Коченов А.Ч., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. – М.: Атомиздат. – 1972.

3. 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.2022.109582

4. Vityuk 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.2023.104889

5. Витюк 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.

6. 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.2024.110532

7. Шабалин Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. – М.: Атомиздат. – 1976. – с. 248.

8. Лукин А.В. Физика импульсных ядерных реакторов. – Снежинск: Изд-во РФЯЦ – ВНИИТФ. –2006. – 528 с.

9. 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.

10. MCNP User's Manual Code Version 6.2. Los Alamos National Laboratory Tech. Rep. LA-UR-17-29981. Los Alamos, NM, USA. October 2017.

11. ANSYS Inc. – Release 21.1.0. – USA, 2021.

12. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат. – 1968. – 484 с.

13. 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.pdf