ИГР РЕАКТОРЫ ЖҰМЫСЫНЫҢ ҰЗАҚ РЕЖИМІН ІСКЕ АСЫРУ КЕЗІНДЕ ЭНЕРГЕТИКАЛЫҚ РЕАКТОРДЫҢ ОТЫНЫМЕН ІШКІ РЕАКТОРЛЫҚ ЭКСПЕРИМЕНТ ЖҮРГІЗУ МҮМКІНДІГІН НЕГІЗДЕУГЕ АРНАЛҒАН ЕСЕПТІК ЗЕРТТЕУЛЕР

Твэлдер мен жылу бөлетін құрастырмалардың прототиптерін iшкi реакторлық сынауларда зерттеу әзiрленетiн қондырғылардың қауiпсiздiгi мен жұмыс қабiлеттiлiгiн негiздеудiң ажырамас бөлiгi болып табылады, сондай-ақ есептiк кодтарды валидациялау үшiн қажет. Ұзақ пайдалану мерзіміне және ИГР реакторында жүргізілген зерттеулердің көп болуына қарамастан, осы реактордың мүмкіндіктері ең аз қуаттағы ұзақ эксперименттерді іске асыру жағдайында әлі толық зерттелмеген. Бұл жұмыста ИГР реакторының ұзақ жұмыс режимін іске асыру кезінде энергетикалық реактордың отынымен экспериментті іске асыру мүмкіндігінің негіздемесі ұсынылған. Отында және эксперименттік құрылғының конструкциялық материалдарында энергия бөлуді, твэл қуатының стационарлық деңгейінде твэл мен салқындатқыш газ арасында орнатылған жылу алмасуға қол жеткізу және берілген энергетикалық параметрлер кезінде сынақ секциясында температураны бөлу уақытын анықтау үшін нейтрондық-физикалық және жылу-гидравликалық есептеулер жүргізілді.

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