Preview

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

https://doi.org/10.52676/1729-7885-2021-1-54-60

Полный текст:

Аннотация

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.

Об авторах

А. В. Семенина
Филиал Институт атомной энергии РГП НЯЦ РК
Казахстан

Курчатов



Ю. Ю. Бакланова
Филиал Институт атомной энергии РГП НЯЦ РК
Казахстан

Курчатов



А. Д. Вурим
Филиал Институт атомной энергии РГП НЯЦ РК
Казахстан

Курчатов



Список литературы

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.


Для цитирования:


Семенина А.В., Бакланова Ю.Ю., Вурим А.Д. СТРУКТУРИРОВАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ ПО ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОМУ ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ КОРИУМА С КОНСТРУКЦИОННЫМИ МАТЕРИАЛАМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА В ВИДЕ ИНФОРМАЦИОННО-АНАЛИТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ. Вестник НЯЦ РК. 2021;(1):54-60. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2021-1-54-60

For citation:


Semenina A.V., Baklanova Yu.Yu., Vurim A.D. STRUCTURING EXPERIMENTAL DATA ON HIGH-TEMPERATURE INTERACTION BETWEEN CORIUM AND STRUCTURAL MATERIALS OF POWER REACTOR AS INFORMATION-ANALYTICAL SYSTEM. NNC RK Bulletin. 2021;(1):54-60. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2021-1-54-60

Просмотров: 36


Creative Commons License
Контент доступен под лицензией Creative Commons Attribution 4.0 License.


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)