СТРУКТУРИРОВАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ ПО ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОМУ ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ КОРИУМА С КОНСТРУКЦИОННЫМИ МАТЕРИАЛАМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА В ВИДЕ ИНФОРМАЦИОННО-АНАЛИТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ

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.

1. Бакланов, 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.

2. 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.

3. Гордон, Б.Г. Проблемы исследований на крупномасшабных экспериментальных установках / Б.Г. Гордон // Теплоэнергетика. - 1992. - № 10. - С. 8-12.

4. Haste T.J., K. Trambauer, Degraded Core Quench: Summary of Progress, 1996-1999, NEA/CSNI/R(99)23, February 2000.

5. 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.

6. 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.

7. 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.

8. WWER-specific features regarding core degradation: status report / Z. Hozer, K. Trambauer, J. Duspiva // NEA/CSNI/R (98)20, 1998. - 36 p.

9. 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.

10. 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.

11. 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.

12. 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.

13. 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.

14. 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.

15. Есин, В.И. Методы разработки баз данных для

16. информационных систем // Вісник Харківського

17. національного університету. - No 1037. - 2012.- С. 64-72.