ЖЫЛУБӨЛГІШ ЭЛЕМЕНТТЕР ЖИЫНТЫҒЫНЫҢ ИГР РЕАКТОРЫНДАҒЫ ЭКСПЕРИМЕНТІ КЕЗІНДЕГІ БАЛҚУ ПРОЦЕССІН МОДЕЛЬДЕУ ӘДІСТЕРІН ЖЕТІЛДІРУ

Ядролық отынды балқыту – ядролық реактордың ауыр апаты кезеңдерінің бірі. Бұл жұмыста жылу бөлегіш элементтер жиынытығының айқын динамикалық балқуына қол жеткізу үшін ANSYS FLUENT бағдарламалық модулінің физикалық модельдерін кешенді қолдану қарастырылған. Жылу бөлетін құрастыру элементтерінің сұйық фракциясының қозғалысын модельдеуге мүмкіндік беретін «volume of fluid» және «solidification melting» есептік модельдері қолданылады. Қуат бөлуді орнату үшін FLUENT модулінің пайдаланушы функциясы (user defined function – UDF) қолданылады.

1. https://www.gen-4.org/generation-iv-criteria-andtechnologies/sodium-fast-reactor-sfr

2. 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.

3. 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/10.52676/1729-7885-2020-4-82-87

4. Сулейменов 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/10.52676/1729-7885-2019-1-133-138

5. Котов 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/10.52676/1729-7885-2020-1-62-67

6. Мухамедов 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/10.52676/1729-7885-2024-4-88-95

7. Скаков 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/10.52676/1729-7885-2019-1-129-132

8. Батырбеков 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- 3-117-121

9. Витюк 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/10.52676/1729-7885-2018-3-93-98

10. Kaplienko, 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- 01055-1

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

12. MCNP-6.1. Monte-Carlo N-Particle Transport Code // Los Alamos National Laboratory; Los Alamos, New Mexico. – 2008.

13. Fluent A. et al. Ansys Fluent theory guide //Ansys Inc., USA. – 2021.

14. 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.

15. 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. – Volume 164. – art. No. 104889. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104889

16. 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

17. Қабдылқақов 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/10.52676/1729-7885-2021-3-3-8

18. Сураев А. С., Иркимбеков Р. А., Вурим А. Д. Моделирование взаимодействия струи расплава со стальной стенкой // Вестник НЯЦ РК. – 2020. – №. 1. – С. 19–22

19. Технический отчет о научно-исследовательской работе. Анализ условий безопасного проведения испытаний экспериментального устройства FD. Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК. – Курчатов, 2005.

20. Анализ результатов эксперимента FD. Отчет по научно-исследовательской работе // Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК. – Курчатов, 2006.

21. International Atomic Energy Agency. Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection of Data. – 2008.

22. Haynes W. M. CRC handbook of chemistry and physics, (Internet Version 2011) //Taylor Francis Group: Boca Raton, FL. – 2011.

23. Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин. – М.: Атомиздат, 1968. 121–128, 291–294, 237–239 с.

24. Manual U.D.F. ANSYS FLUENT 12.0 // Theory Guide. – 2021.

25. 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.

26. 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.

27. 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.