npeЯдерная физика и инжинирингNuclear Physics and Engineering2079-56292079-5637МИФИ10.1134/S2079562920060251npe-198Research ArticleТеоретическая и экспериментальная физика ядерных реакторовTheoretical and Experimental Physics of Nuclear ReactorsСопряженный теплогидравлический и нейтронно-физический расчет ТВС реактора ИР-8 с помощью кодов MCU-PTR/ATHLETCoupled Thermal-Hydraulic and Neutron-Physical Calculation of IR-8 Reactor’s Fuel Assembly Using MCU-PTR/ATHLET CodesГлываК. И.GlyvaK. I.

Каширское ш. 31, Москва, 115409

пл. Академика Курчатова 1, Москва, 123182

Kashirskoe sh. 31, Moscow, 115409

pl. Akademika Kurchatova 1, Moscow, 123182

glyva_kostya@mail.ruНиконовС. П.NikonovS. P.

Каширское ш. 31, Москва, 115409

Kashirskoe sh. 31, Moscow, 115409

ПесняЮ. Е.PesnyaY. E.

пл. Академика Курчатова 1, Москва, 123182

pl. Akademika Kurchatova 1, Moscow, 123182

ТрофимчукВ. В.TrofimchukV. V.

пл. Академика Курчатова 1, Москва, 123182

pl. Akademika Kurchatova 1, Moscow, 123182

Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”; НИЦ “Курчатовский институт”РоссияNational Research Nuclear University MEPhI (Moscow Engineering Physics Institute); National Research Center “Kurchatov Institute”Russian FederationНациональный исследовательский ядерный университет “МИФИ”РоссияNational Research Nuclear University MEPhI (Moscow Engineering Physics Institute)Russian FederationНИЦ “Курчатовский институт”РоссияNational Research Center “Kurchatov Institute”Russian Federation202021042024116322329Copyright © Глыва К.И., Никонов С.П., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В., 20242024Глыва К.И., Никонов С.П., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В.Glyva K.I., Nikonov S.P., Pesnya Y.E., Trofimchuk V.V.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://npe.elpub.ru/jour/article/view/198

В работе приведeн анализ результатов моделирования одной из типов ТВС, используемых в исследовательском реакторе ИР-8. Статья является продолжением работ, в рамках которых был проведен анализ гидравлических испытаний восьми- и шеститрубной ТВС ИРТ-3М и выявлен характер изменения поля скоростей теплоносителя в поперечном сечении штатной шеститрубной ТВС, без учета энерговыделения в твэлах. Расчеты проводились с помощью программы для теплогидравлического расчета ATHLET. В данной работе приводятся результаты связного теплогидравлического и нейтронно-физического расчета ТВС ИРТ-3М. Для нейтронно-физического расчета использовалась программа MCU-PTR. Мультифизичный подход позволяет учитывать влияние на результаты расчетов изменения физических свойств материалов активной зоны. Представлены результаты математического моделирования стационарной работы штатной ТВС ИРТ-3М мощностью 600 кВт. Отлажена совместная работа нейтронно-физического и теплогидравлического расчетных кодов. Получены основные теплофизические параметры ТВС: температуры теплоносителя, оболочек и топлива, определен запас до поверхностного кипения. Используя мультифизичный подход данные теплогидравлические параметры были уточнены. Полученные данные могут быть полезными для дальнейших расчетов подобных ТВС с использованием центрального канала ТВС для установки экспериментальных облучательных устройств. Кроме того, указанные распределения температур могут служить граничными условиями для расчетных моделей облучательных устройств, используемых в 3-х мерных CFD кодах. Результаты этой работы могут быть использованы при определении допустимой мощности исследовательских реакторов типа ИРТ: ИР-8 в НИЦ КИ (Москва), ИРТ-МИФИ в НИЯУ МИФИ (Москва), ИРТ-Т в ТПУ (Томск) и WWR-SM в ИЯФ (Ташкент).

The paper analyzes the results of modeling one of the types of fuel assemblies used in the IR-8 research reactor. The article is a continuation of the work in which the analysis of hydraulic tests of the eight- and six-tube fuel assemblies IRT-3M was carried out and the nature of the change in the velocity field of the coolant in the cross-section of a standard six-tube fuel assembly, without taking into account the energy release in the fuel elements, was revealed. The calculation was carried out using the program for thermohydraulic calculation ATHLET. This paper presents the results of a connected thermohydraulic and neutron-physical calculation of IRT-3M fuel assemblies. For neutron-physical calculations, the MCU-PTR program was used. The multiphysics approach makes it possible to take into account the effect on the calculation results of changes in the physical properties of the core materials. The paper presents the results of mathematical modeling of stationary operation of a standard IRT-3M fuel assembly with power rate of 600 kW. The coupled work of the neutron-physical and thermal-hydraulic calculation codes has been debugged. The main thermophysical parameters of fuel assemblies are obtained: temperatures of the coolant, cladding, and fuel, and the margin to surface boiling are determined. Using a multiphysics approach, these thermohydraulic parameters were refined. The data obtained can be useful for further calculations of such fuel assemblies using the central channel of the fuel assembly for installing experimental irradiation devices. In addition, the indicated temperature distributions can serve as boundary conditions for design models of irradiation devices used in 3-D CFD codes. The results of this work can be used to determine the permissible power of research reactors of the IRT type: IR-8 at NRC KI (Moscow), IRT-MEPhI at NRNU MEPhI (Moscow), IRT-T at TPU (Tomsk) and WWRSM at INP (Tashkent).

мультифизичный подходнейтронно-физический расчеттеплогидравлический расчетисследовательский реакторИР-8ТВС ИРТ-3МATHLETMCU-PTRmultiphysics approachneutron-physical calculationthermohydraulic calculationresearch reactorIR-8IRT-3M fuel assembliesATHLETMCU-PTRReferencesGeneration IV International Forum Annual Report. OECD Nuclear Energy Agency. 2015. P. 141.Generation IV International Forum Annual Report. OECD Nuclear Energy Agency. 2015. P. 141.Taliev A.V. // The Modernized ASTRA Program for Calculating the Thermal Regimes of Fuel Assemblies in Research Reactors with Tubular Coaxial Fuel Rods. Preprint: IAE-6405/5. 2006.Taliev A.V. // The Modernized ASTRA Program for Calculating the Thermal Regimes of Fuel Assemblies in Research Reactors with Tubular Coaxial Fuel Rods. Preprint: IAE-6405/5. 2006.Austregesilo H., Deitenbeck H., Langenfeld A., Scheuer J., Schöffel P. // ATHLET 3.1A Programmer’s Manual. 2017.Austregesilo H., Deitenbeck H., Langenfeld A., Scheuer J., Schöffel P. // ATHLET 3.1A Programmer’s Manual. 2017.Computer Code AC2. Code Certificate No. 17-01. Software Licence Agreement No. L/M-03. 2017.Computer Code AC2. Code Certificate No. 17-01. Software Licence Agreement No. L/M-03. 2017.Glyva K.I., Nikonov S.P., Nasonov V.A., Pesnya Y.E // J. Phys.: Conf. Ser. 2018. V. 1133. P. 012030.Glyva K.I., Nikonov S.P., Nasonov V.A., Pesnya Y.E // J. Phys.: Conf. Ser. 2018. V. 1133. P. 012030.Glyva K.I., Nikonov S.P. // J. Phys.: Conf. Ser. 2020. V. 1689. P. 012045.Glyva K.I., Nikonov S.P. // J. Phys.: Conf. Ser. 2020. V. 1689. P. 012045.Alexeyev N.I., Gomin E.A., Marin S.V., Nasonov V.A., Shkarovsky D.A., Yudkevich M.S. // Atom. Energiya. 2010. V. 109. No. 3. P. 123–129 (in Russian).Alexeyev N.I., Gomin E.A., Marin S.V., Nasonov V.A., Shkarovsky D.A., Yudkevich M.S. // Atom. Energiya. 2010. V. 109. No. 3. P. 123–129 (in Russian).Koltashev D.A., Mitenkova E.F. // Izv. Ros. Akad. Nauk. Energetika. 2017. No. 1. P. 149–163 (in Russian).Koltashev D.A., Mitenkova E.F. // Izv. Ros. Akad. Nauk. Energetika. 2017. No. 1. P. 149–163 (in Russian).Nasonov V.A., Pesnya Y.E., Kruglikov A.E., Glyva K.I., Trofimchuk V.V. // At. Energy. 2019. V. 126. No. 1. P. 7–11.Nasonov V.A., Pesnya Y.E., Kruglikov A.E., Glyva K.I., Trofimchuk V.V. // At. Energy. 2019. V. 126. No. 1. P. 7–11.Chudinova V.A., Nikonov S.P. / J. Phys.: Conf. Ser. 2018. V. 1133. P. 012013.Chudinova V.A., Nikonov S.P. / J. Phys.: Conf. Ser. 2018. V. 1133. P. 012013.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.