nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2021-1-54-60nuc-316Research ArticleСтатьиСТРУКТУРИРОВАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ ПО ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОМУ ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ КОРИУМА С КОНСТРУКЦИОННЫМИ МАТЕРИАЛАМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА В ВИДЕ ИНФОРМАЦИОННО-АНАЛИТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫSTRUCTURING EXPERIMENTAL DATA ON HIGH-TEMPERATURE INTERACTION BETWEEN CORIUM AND STRUCTURAL MATERIALS OF POWER REACTOR AS INFORMATION-ANALYTICAL SYSTEMСеменинаА. В.SemeninaA. V.

Курчатов

Kurchatov

БаклановаЮ. Ю.BaklanovaYu. Yu.

Курчатов

Kurchatov

ВуримА. Д.VurimA. D.

Курчатов

Kurchatov

Филиал Институт атомной энергии РГП НЯЦ РККазахстанRSE NNC RK Branch Institute of Atomic EnergyKazakhstan202101052021015460Copyright © Семенина А.В., Бакланова Ю.Ю., Вурим А.Д., 20212021Семенина А.В., Бакланова Ю.Ю., Вурим А.Д.Semenina A.V., Baklanova Y.Y., Vurim A.D.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/316

В филиале «Институт атомной энергии» Республиканского государственного предприятия «Национальный ядерный центр Республики Казахстан» (далее ИАЭ НЯЦ РК) исследования в области безопасности атомной энергетики проводятся с конца 1982 года. На сегодняшний день в результате этих исследований накоплен большой объем экспериментальных данных, которые уже нашли применение при создании, верификации и валидации расчетных кодов, предназначенных для анализа поведения ядерных реакторов в переходных и аварийных режимах эксплуатации, включая анализ состояния реактора в процессе развития тяжелой аварии с плавлением топлива. Вместе с тем, положительный эффект применения этих данных существенно снижается отсутствием системного подхода к решению как задач сбора, обработки и хранения экспериментальных результатов, так и задач планирования и проведения экспериментов для получения данных, недостающих для создания законченной картины процесса развития тяжелой аварии. В этой связи очевидным является тот факт, что обобщение данных по основным критериям в виде информационно-аналитической системы (ИАС) позволит создать многофункциональный инструмент для их хранения, обработки и анализа и повысить эффективность их полезного применения.

The RSE NNC RK branch “Institute of Atomic Energy” has been conducted investigations in the field of nuclear power safety since the late 1982. These investigations have recently resulted in accumulation of a vast amount of experimental data widely applied in creation, verification and validation of calculation codes intended to analyze behavior of nuclear reactors under transient and emergency modes including analysis of reactor conditions in the course of propagation of severe accident with fuel melting. However, a positive effect of application these data has drastically dropped because there is no systematic approach for solution such problems like collection, processing and storing of experimental results along with planning and conducting of the experiments to receive the data that are missed but required for complete understanding of severe accident propagation. In this connection it is obviously that data integration as information-analytical system (IAS) will make it possible to create multifunctional tool for data storing, processing and analysis as well as to get the data much more applicable useful.

информационно-аналитическая система данныхтяжелая аварияэкспериментальное моделированиеядерный реакторкориумinformation and analytical data systemsevere accidentexperimental modelingnuclear reactorcoriumРабота проводится в рамках Договора на грантовое финансирование с МОН РК по теме проекта АР09260704 «Информационно-аналитическая система данных, полученных при экспериментальном моделировании процессов тяжелой аварии на ядерном реакторе»ReferencesБакланов, В.В. Взаимодействие кориума с корпусом водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии: дис. ... канд. тех. наук: 01.04.07 / Бакланов Виктор Владимирович. - Томск, 2017. - 154 с.Baklanov, V.V. Vzaimodeystvie koriuma s korpusom vodo-vodyanogo energeticheskogo reaktora pri tyazheloy avarii: dis. ... kand. tekh. nauk: 01.04.07 / Baklanov Viktor Vladimirovich. - Tomsk, 2017. - 154 p.Nuclear Safety Research in OECD Countries/Support Facilities for Existing and Advanced Reactors / Nuclear Safety NEA/CSNI/R(2007)6 ISBN 978-92-64-99005-0 // OECD PUBLICATIONS, 2 rue Andre-Pascal, 75775 PARIS CEDEX 16 Printed in France. - P. 107.Nuclear Safety Research in OECD Countries/Support Facilities for Existing and Advanced Reactors / Nuclear Safety NEA/CSNI/R(2007)6 ISBN 978-92-64-99005-0 // OECD PUBLICATIONS, 2 rue Andre-Pascal, 75775 PARIS CEDEX 16 \ Printed in France. - P. 107.Гордон, Б.Г. Проблемы исследований на крупномасшабных экспериментальных установках / Б.Г. Гордон // Теплоэнергетика. - 1992. - № 10. - С. 8-12.Gordon, B.G. Problemy issledovaniy na krupnomasshtab-nykh eksperimental'nykh ustanovkakh / B.G. Gordon // Teploenergetika. - 1992. - No. 10. - P. 8-12.Haste T.J., K. Trambauer, Degraded Core Quench: Summary of Progress, 1996-1999, NEA/CSNI/R(99)23, February 2000.Haste T.J., K. Trambauer, Degraded Core Quench: Summary of Progress, 1996-1999, NEA/CSNI/R(99)23, February 2000.OECD/CSNI Workshop “In-vessel core debris retention and coolability”. Summary and conclusions. Garching, Germany, March 3-6, 1998, NEA/CSNI/R(98)21. -Garching, 1998. - 31 p.OECD/CSNI Workshop “In-vessel core debris retention and coolability”. Summary and conclusions. Garching, Germany, March 3-6, 1998, NEA/CSNI/R(98)21. -Garching, 1998. - 31 p.Hofmann, P. Chemical-physical behavior of light water reactor core components tested under severe reactor accident conditions in the CORA facility / P. Hofmann, S. Hagen, V. Noack, G. Schanz, L. Sepold // Nuclear Technology. - 1997. - V. 118. - P. 200-224.Hofmann, P. Chemical-physical behavior of light water reactor core components tested under severe reactor accident conditions in the CORA facility / P. Hofmann, S. Hagen, V. Noack, G. Schanz, L. Sepold // Nuclear Technology. - 1997. - V. 118. - P. 200-224.In-vessel core degradation in LWR severe accident: A state of the art report, EUR 16695 EN / T.J. Haste [et al.] // Luxembourg: European Commission, 1996. - 246 p.In-vessel core degradation in LWR severe accident: A state of the art report, EUR 16695 EN / T.J. Haste [et al.] // Luxembourg: European Commission, 1996. - 246 p.WWER-specific features regarding core degradation: status report / Z. Hozer, K. Trambauer, J. Duspiva // NEA/CSNI/R (98)20, 1998. - 36 p.WWER-specific features regarding core degradation: status report / Z. Hozer, K. Trambauer, J. Duspiva // NEA/CSNI/R (98)20, 1998. - 36 p.Andersona, M.H. Experimental analysis of heat transfer within the AP600 containment under postulated accident conditions / M.H. Andersona, L.E. Herranzb, M.L. Corradini // Nuclear Engineering and Design. - 1998. -V. 185. - Iss. 2-3. - P. 153-172.Andersona, M.H. Experimental analysis of heat transfer within the AP600 containment under postulated accident conditions / M.H. Andersona, L.E. Herranzb, M.L. Corra-dini // Nuclear Engineering and Design. - 1998. - V. 185. - Iss. 2-3. - P. 153-172.Афров, А.М. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 / A. М. Афров, М.Ф. Рогов, В.Г. Федоров, И.В. Кухтевич, В.В. Безлепкин, Ю.А. Мигров, В.Б. Хабенский // Теплоэнергетика. - 1996. - № 11. -С. 16-21.Afrov, A.M. Metodicheskie osobennosti obosnovaniya passivnykh sistem bezopasnosti AES s VVER 640 / A.M. Afrov, M.F. Rogov, V.G. Fedorov, I.V. Kukhtevich, V.V. Bezlepkin, Yu.A. Migrov, V.B. Khabenskiy // Teploenergetika. - 1996. - No. 11. - P. 16-21.Meyer, L. Experiments to investigate the low pressure corium dispersion in EPR geometry / L. Meyer // Proceeding of OECD Workshop on ex-vessel, debris coolability, Karlsruhe, November 15-18, 1999. -Karlsruhe, 2000. - P. 36-44.Meyer, L. Experiments to investigate the low pressure corium dispersion in EPR geometry / L. Meyer // Proceeding of OECD Workshop on ex-vessel, debris coolability, Karlsruhe, November 15-18, 1999. -Karlsruhe, 2000. - P. 36-44.Rouge, S. SULTAN test facility for large-scale vessel coolability in natural convection at low pressure / S. Rouge // Nuclear Engineering and Design. - 1997. - V. 169. - P. 185-195.Rouge, S. SULTAN test facility for large-scale vessel coolability in natural convection at low pressure / S. Rouge // Nuclear Engineering and Design. - 1997. -V. 169. - P. 185-195.Скалозубов, В.И. Вопросы моделирования тяжелых аварий в корпусных реакторах / В.И. Скалозубов, B. Ю. Кочнева, В.Н. Колыханов, Г.Г. Габлая // Ядерная и радиационная безопасность. - 2010. - T. 4. - № 48. - C. 26-34.Skalozubov, V.I. Voprosy modelirovaniya tyazhelykh avariy v korpusnykh reaktorakh / V.I. Skalozubov, V.Yu. Kochneva, V.N. Kolykhanov, G.G. Gablaya // Yadernaya i radiatsionnaya bezopasnost'. - 2010. - Vol. 4. - No. 48. - P. 26-34.Journeau, C. Two-dimensional interaction of oxidic corium with concretes: The VULCANO VB test series / C. Journeau, P. Piluso, J.F. Haquet, E. Boccaccio, V. Saldo, J.M. Bonnet, S. Malaval, L. Carenini, L. Brissonneau // Annals of Nuclear Energy. - 2009. - V. 36. - P. 15971613.Journeau, C. Two-dimensional interaction of oxidic corium with concretes: The VULCANO VB test series / C. Journeau, P. Piluso, J.F. Haquet, E. Boccaccio, V. Saldo, J.M. Bonnet, S. Malaval, L. Carenini, L. Brissonneau // Annals of Nuclear Energy. - 2009. - V. 36. - P. 15971613.Есин, В.И. Методы разработки баз данных дляEsin, V.I. Metody razrabotki baz dannykh dlya informatsionnykh sistem // Visnik Kharkivs'kogo natsional'nogo universitetu. - No. 1037. - 2012.- P. 64-72.информационных систем // Вісник Харківськогоинформационных систем // Вісник Харківськогонаціонального університету. - No 1037. - 2012.- С. 64-72.національного університету. - No 1037. - 2012.- С. 64-72.

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