Inventory number IRN Number of state registration
0225РК00378 AP19577709-OT-25 0123РК00718
Document type Terms of distribution Availability of implementation
Заключительный Gratis Number of implementation: 0
Not implemented
Publications
Native publications: 2
International publications: 4 Publications Web of science: 2 Publications Scopus: 2
Number of books Appendicies Sources
1 5 59
Total number of pages Patents Illustrations
140 0 52
Amount of funding Code of the program Table
24845154.93 AP19577709 10
Name of work
Развитие методов CFD моделирования для описания процессов, сопровождающих развитие тяжелой аварии ядерного энергетического реактора
Report title
Type of work Source of funding The product offerred for implementation
Applied Методическая документация
Report authors
Витюк Галина Анатольевна , Иркимбеков Руслан Александрович , Мухамедов Нуржан Еролович , Сураев Артур Сергеевич , Жанболатов Олжас Муратбекович , Қабдылқақов Ержан Асқарұлы ,
4
0
2
0
Customer МНВО РК
Information on the executing organization
Short name of the ministry (establishment) Агентство Республики Казахстан по атомной энергии
Full name of the service recipient
«Национальный ядерный центр Республики Казахстан»
Abbreviated name of the service recipient НЯЦ РК
Abstract

Объектом исследования являются теплогидравлические процессы в модельных тепловыделяющих сборках (ТВС) различной конфигурации при проведении внутриреакторных испытаний.

Зерттеу объектісі реакторішілік сынақтар жүргізу кезінде әртүрлі конфигурациядағы моделдік жылу бөлетін құрамалардағы (ЖБҚ) жылу гидравликалық процестер.

Определение с применением инструментов CFD моделирования параметров модельных тепловыделяющих сборок (ТВС) различной конфигурации, которые являются объектами испытаний в ИГР, направленных на изучение их поведения в условиях моделирования тяжелой аварии энергетического ядерного реактора.

CFD моделдеу құралдарын қолдана отырып, энергетикалық ядролық реактордағы ауыр аварияны моделдеу жағдайында олардың беталысын зерделеуге бағытталған ИГР-дағы сынақ объектілері болып табылатын әртүрлі конфигурациядағы моделдік жылу бөлетін құрамалардың (ЖБЖ) параметрлерін анықтау.

Описание эксперимента. Компьютерное моделирование методом Монте-Карло, реализованное в программе MCNP6. Компьютерное моделирование методом конечно-элементного анализа систем, реализованное в вычислительном программном комплексе ANSYS 2021 R1. Анализ экспериментальных данных.

Эксперименттің сипаттамасы. MCNP6 бағдарламасында іске асырылған Монте-Карло әдісімен компьютерлік моделдеу. ANSYS 2021 R1 есептеу бағдарламалық кешенінде іске асырылған жүйені ақырлы-элементтік талдау әдісімен компьютерлік моделдеу. Эксперименттік деректерді талдау.

Выполнен анализ экспериментальных данных, полученных при реакторных исследованиях объектов испытаний с ТВС различной конфигурации. Определены нейтронно-физические и теплогидравлические параметры, характеризующие поведение объектов испытаний в процессе реакторных экспериментов и представляющие интерес для совершенствования методов CFD-моделирования. Разработаны теплогидравлические модели объектов испытаний с ТВС различной конфигурации, а также нейтронно-физические модели в составе реактора ИГР. Проведена их верификация по экспериментальным данным, подтвердившая достоверное воспроизведение энергетических характеристик, распределения плотности энерговыделения, процессов тепло- и массопереноса, а также фазовых превращений при нестационарных режимах работы. На основе выполненных расчетов сформулированы рекомендации по моделированию теплогидравлических процессов для использования при подготовке и анализе внутриреакторных экспериментов на реакторе ИГР. Результаты исследований апробированы на международных научных конференциях и опубликованы в изданиях, индексируемых в базах данных WoS и Scopus, а также в отечественных журналах, рекомендованных КОКСНВО. Научная новизна: впервые для реактора ИГР с применением современных нейтронно-физических и CFD-методов разработаны и верифицированы расчетные модели объектов испытаний с ТВС различной конфигурации, обеспечивающие достоверное воспроизведение и прогнозирование их характеристик в широком диапазоне режимов эксплуатации.

Әртүрлі конфигурациядағы ЖБҚ-сы бар сынақ объектілерін реакторда зерттеу кезінде алынған эксперименттік деректерге талдау жасалды. Реактордағы эксперименттер процесінде сынақ объектілерінің беталысын сипаттайтын және CFD моделдеу әдістерін жетілдіруге әрі дамытуға қызығушылық тудыратын нейтрондық-физикалық және жылугидравликалық параметрлер анықталды. ИГР реакторының моделінің құрамында әртүрлі конфигурациядағы ЖБҚ-сы бар сынақ объектілерінің нейтрондық-физикалық және жылугидравликалық моделдері әзірленді. Олардың эксперименттік деректер бойынша верификациясы жүргізіліп, энергия сипаттамаларының, энергия бөлу тығыздығының таралуының, стационарлық емес режимдердегі жылу және масса алмасу мен фазалық өзгерістердің дұрыстығы расталды. Жүргізілген есептеулер негізінде ИГР реакторында реакторішілік эксперименттерді дайындау және талдау кезінде қолдану үшін жылугидравликалық процестерді модельдеу бойынша ұсынымдар әзірленді. Зерттеу нәтижелері халықаралық ғылыми конференцияларда апробациядан өтіп және WoS және Scopus-та индекстелген басылымдарда, сондай-ақ ҒЖБССҚК ұсынатын отандық журналдарда жарияланды. Ғылыми жаңалығы: нейтрондық-физикалық және CFD-модельдеудің заманауи әдістерін қолдана отырып, ИГР реакторы үшін алғаш рет әртүрлі конфигурациядағы ЖБҚ-сы бар сынақ объектілерінің есептік модельдері әзірленіп, верификацияланды, бұл оларды пайдалану режимдерінің кең ауқымында олардың сипаттамаларын сенімді түрде қайта жаңғыртуды және болжауды қамтамасыз етеді.

В рамках проекта разработаны нейтронно-физические и теплогидравлические модели объектов испытаний с тепловыделяющими сборками различной конфигурации, обеспечивающие воспроизведение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик при реакторных исследованиях на ИГР. На основе полученных расчетных и экспериментальных данных разработаны и обобщены рекомендации по моделированию теплогидравлических процессов в модельных ТВС различной конфигурации при подготовке и анализе внутриреакторных испытаний. Для повышения эффективности выполнения расчетных исследований и успешной реализации проекта проведено оснащение лаборатории современным оборудованием и материалами, направленными на увеличение вычислительной мощности и оптимизацию рабочих процессов. Исполнители проекта прошли курсы повышения квалификации по использованию программного комплекса ANSYS, включая освоение специализированных пользовательских функций и методов оптимизации расчетов. Результаты проекта представлены на международных конференциях и опубликованы в рецензируемых зарубежных и отечественных журналах.

Жоба аясында ИГР-да реактордағы зерттеулер кезінде нейтрондық-физикалық және жылугидравликалық сипаттамалардың қайта жаңғыруын қамтамасыз ететін әртүрлі конфигурациядағы жылу бөлетін құрамалары бар сынақ объектілерінің нейтрондық-физикалық және жылугидравликалық моделдері әзірленді. Алынған есептік және эксперименттік деректер негізінде реакторішілік сынақтарды дайындау және талдау кезінде әртүрлі конфигурациядағы моделдік ЖБҚ-дағы жылугидравликалық процестерді моделдеу бойынша ұсыныстар әзірленді және пысықталды. Есептік зерттеулерді орындаудың тиімділігін арттыру және жобаны табысты іске асыру үшін зертхана есептеу қуатын арттыруға және жұмыс процестерін оңтайландыруға бағытталған заманауи жабдықтармен және материалдармен жарақтандырылды. Жоба орындаушылары ANSYS бағдарламалық кешенін пайдалану бойынша біліктілікті арттыру курстарынан өтті, соның ішінде арнайы пайдаланушы функциялары мен есептеулерді оңтайландыру әдістерін меңгеру. Жобаның нәтижелері халықаралық конференцияларда ұсынылып, рецензияланатын шетелдік және отандық журналдарда жарияланды.

Разработанные в рамках проекта расчетные подходы и рекомендации по моделированию теплогидравлических процессов будут внедрены в деятельность Национального ядерного центра Республики Казахстан и применяться при подготовке и анализе результатов испытаний перспективного ядерного топлива на реакторе ИГР, а также при планировании новых экспериментальных программ.

Жоба шеңберінде әзірленген жылугидравликалық процестерді моделдеу бойынша есептік тәсілдер мен ұсыныстар Қазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығының қызметіне енгізілетін болады және ИГР реакторында перспективалы ядролық отынды сынау нәтижелерін дайындау мен талдау кезінде, сондай-ақ жаңа эксперименттік бағдарламаларды жоспарлау кезінде қолданылады.

Реализация проекта способствовала повышению качества расчетно-аналитических исследований, проводимых в НЯЦ РК, за счет совершенствования методической базы моделирования нейтронно-физических и теплогидравлических процессов. Полученные результаты позволили оптимизировать подготовку и анализ внутриреакторных испытаний, сократить сроки расчетных обоснований и повысить достоверность прогнозов параметров испытаний. Повышена квалификация исполнителей проекта, расширена вычислительная инфраструктура лаборатории, что обеспечивает устойчивый эффект для дальнейших научных исследований.

Жобаны іске асыру нейтрондық-физикалық және жылугидравликалық процестерді моделдеудің әдістемелік базасын жетілдіру есебінен ҚР ҰЯО-да жүргізілетін есептік-талдамалық зерттеулердің сапасын арттыруға ықпал етті. Алынған нәтижелер реакторішілік сынақтарды дайындауды және талдауды оңтайландыруға, есептеу негіздемелерінің мерзімін қысқартуға және сынақ параметрлері болжамдарының дұрыстығын арттыруға мүмкіндік берді. Жобаны орындаушылардың біліктілігі арттырылды, зертхананың есептеу инфрақұрылымы кеңейтілді, бұл алдағы ғылыми зерттеулер үшін тұрақты әсерді қамтамасыз етеді.

Атомная энергетика. Полученные результаты будут использоваться при подготовке экспериментов на реакторе ИГР для повышения достоверности результатов расчетного сопровождения реакторных экспериментов. Также разработанные методические подходы CFD-моделирования могут быть адаптированы для облучательных экспериментов на других исследовательских реакторах и открывают новые возможности для численного исследования характеристик модельных ТВС различной конфигурации в условиях экспериментального моделирования тяжелой аварии энергетического ядерного реактора.

Атом энергетикасы. Алынған нәтижелер реактордағы эксперименттерді есептік сүйемелдеу нәтижелерінің сенімділігін арттыру үшін ИГР реакторында эксперименттер дайындау кезінде пайдаланылатын болады. Сондай-ақ, CFD моделдеудің әзірленген әдістемелік тәсілдері басқа зерттеу реакторларындағы сәулелендіру эксперименттеріне бейімделуі мүмкін және энергетикалық ядролық реактордағы ауыр аварияны эксперименттік моделдеу жағдайында әртүрлі конфигурациядағы моделдік ЖБҚ сипаттамаларын сандық зерттеу үшін жаңа мүмкіндіктер ашады.

UDC indices
621.039.553.3
International classifier codes
58.33.05; 58.33.27; 55.01.77;
Readiness of the development for implementation
Key words in Russian
исследовательский ядерный реактор; тепловые процессы; тяжелая авария; теплогидравлические расчеты; CFD моделирование;
Key words in Kazakh
зерттеу ядролық реакторы; жылу процестері; ауыр апат; жылу гидравликалық есептеулер; CFD модельдеу;
Head of the organization Батырбеков Эрлан Гадлетович Доктор физико-математических наук / профессор
Head of work Витюк Галина Анатольевна магистр / ассоциированный профессор (доцент)
Native executive in charge Иркимбеков Руслан Александрович Ассоциированный профессор (доцент) по научному направлению 10200 – «Физические науки»