ИГР реакторының графитті блогында уранның біркелкі емес сіңірілуінің оның термоберіктік сипаттамаларына әсерін бағалау
DOI:
https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.08Кілттік сөздер:
ИГР, графитті блок, нейтрондық-физикалық есептеу, жылуды талдау, беріктікті талдау, ANSYS APDLАннотация
Бұл жұмыста ИГР зерттеу реакторының отындық элементіне жасалған дисциплина аралық сандық есептеу нәтижелері көрсетілген. ИГР реакторының отындық элементі бойына уранилнитрат ертіндісі сіңірілген графит блогы болып табылады. Реактордың жұмыс жасау барысында графиттік блок қысқа уақыт аралығында үлкен температураға дейін қызуы мүмкін. Бұл эффект, отындық элементтердің графит блогының жасалу технологиясының әсерінен пайда болған уранмен біркелкі байытылмауымен қатар, ішікі құрылымдык кернеулерге әкеліп соғады. Жұмыстың мақсаты графиттік блокта пайда болатын жылулық кернеулерді бағалау болып табылады. Бағалауды жүзеге асыру мақсатында графит блогыың екі есептеу моделі жасалған. Біріншісі, ИГР реакторының активті аймақ моделімен верификацияланған және MCNP кодымен жасалған нейтронндық-физикалық модель. Екіншісі, ANSYS программалық комплексінде жылу-механикалық анализ жасауға арналған модель. Жылу-механикалық анализ қатарынан өткізілетін екі есептеуден тұрады – жылулық және механикалық. Екі модель максималды тұрғыда ұқсас топология принципіне сүйеніп жасалды. Себебі бұл нейтрондық-физикалық есептеу нәтижелерін жылулық модельге енгізу кезінде энергиябөлінудің дұрыс үлестірілуіне тікелей әсер етеді.
ИГР реакторының активті аймақ құрамындағы графиттік блок жұмысы ұзақтығы 4 с, суыту уақыты 5 с, стационарлық қуат деңгейі 2 ГВт пуск кезінде модельденген. Графиттік блок көлемінде пайда болатын температура мен кернеу сандық мәндері және эпюрлері алынды. Жасалған анализ нәтижелері уранилнитраттың гарфиттік блокка біркелкі сіңірілмеуі оның жылу-механикалық сипаттамаларына әсер ететінің дәлелдейді.
Библиографиялық сілтемелер
2 Stevens, John G., Encyclopedia of Nuclear Energy, 203–9 (2021).
3 V.A. Vityuk, A.D. Vurim, V.M. Kotov and A.V.Pakhnits, At. Energy, 120 (5), 323-327 (2016).
4 G. A. Vityuk, A.D. Vurim and R.A. Irkimbekov, Science and Technology, 3, 31-39 (2016).
5 V.A. Vityuk and A.D. Vurim, Ann. Nucl. Energy, 127, 196-203 (2019).
6 M.K. Skakov, R.A. Irkimbekov, Vurim A.D. et al., Bulletin of KazNITU, 6, 351-357 (2018).
7 V.A. Vityuk, Eurasian Phys. Tech. J., 2, 87–95 (2020).
8 V.M. Kotov, A.M. Kurpesheva and R.A. Irkimbekov, At. Energy, 2, 158–62 (2011).
9 B.Ye. Bekmagambetova, et.al, Bulletin of the NNC RK, 4(76), 60-65 (2018).
10 V.K. Tskhe, et.al., Ann. Nucl. Energy, 108875.
11 Frost and Brian R. T. Nuclear Fuel Elements. (Elsevier, 1982), 284 p.
12 Fuel Pins, Fuel Rods, Fuel Assemblies, and Reactor Cores. Nuclear Engineering Fundamentals, (543-610, CRC Press, 2017).
13 IAEA’s web-accessible database ARIS /Advanced Reactors Information System/ https://aris.iaea.org/sites/overview.html
14 R.E. Nightingale, Nuclear Graphite, 1–20 (2013).
15 IAEA, Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection of Data, (Non-serial Publications, 2008).
16 T.D. Burchell, Comprehensive Nuclear Materials, 285–305 (2012).
17 Hoffelner and Wolfgang, Materials for Nuclear Plants, 197–254 (2012).
18 MCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.
19 J.F. Briesmeister, MCNP - a general Monte-Carlo Code for neutron and photon Transport / Los Alamos National Laboratory. J.F. Briesmeister. – April 24, 2003. – 591 с. – LA-7396M, 1997.
20 M.B. Chadwick et al. ENDF/B-VII.0: Next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. In: Nuclear Data Sheets 107.12 (Dec. 2006), p. 2931–3059.
21 Ansys Mechanical APDL. Structural Analysis Guide, Ansys Inc., 2020
22 M.K. Thompson and J. M. Thompson, ANSYS Mechanical APDL for Finite Element Analysis (Butterworth-Heinemann, 2017), 889 p.
23 Y. Nakasone, S. Yoshimoto, and T.A. Stolarski, Engineering Analysis with ANSYS Software, 51–142 (2006).
24 Lee, Huei-Huang. Finite Element Simulations with ANSYS Workbench 2021 (SDC Publications, 2021), 600 p.
25 C. Xiaolin, L. Yiijun. Finite Element Modeling and Simulation with ANSYS Workbench, (CRC Press, 2014).
26 A.D. Vurim A.D., V.M. Kotov, R.A. Irkimbekov et.al. Computer model of the IGR reactor for stationary neutron calculations: patent № 2738 of 12.27.16 Republic of Kazakhstan.
