АҚПАРАТТЫҚ-ТАЛДАУ ЖҮЙЕСІ ТҮРІНДЕГІ ЭНЕРГЕТИКАЛЫҚ РЕАКТОРДЫҢ КОНСТРУКЦИЯЛЫҚ МАТЕРИАЛДАРЫМЕН КОРИУМНЫҢ ЖОҒАРЫ ТЕМПЕРАТУРАЛЫҚ ӨЗАРА ІС-ҚИМЫЛЫ БОЙЫНША ЭКСПЕРИМЕНТТІК ДЕРЕКТЕРДІ ҚҰРЫЛЫМДАУ

ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалында атом энергетикасының қауіпсіздігі саласындағы зерттеулер 1982 жылдың соңынан жүргізіледі. Бүгінгі таңда осы зерттеулердің нәтижесінде эксперименттік деректердің үлкен көлемі жинақталған, олар ядролық реакторлардың өтпелі және апаттық пайдалану режимдеріндегі бет алысын талдауға арналған есептеу кодтарын құру, тексеру және валидация кезінде, соның ішінде отынның балқуымен ауыр апаттың дамуы кезіндегі реактордың жағдайын талдауға арналған. Сонымен бірге, бұл деректерді қолданудың оң әсері эксперименттік нәтижелерді жинау, өңдеу және сақтау мәселелерін, сондай-ақ ауыр апаттың даму процесінің толық көрінісін жасау үшін жетіспейтін деректерді алу үшін эксперименттерді жоспарлау және жүргізу міндеттерін шешуге жүйелі тәсілдің болмауымен айтарлықтай төмендейді. Осыған байланысты ақпараттық-талдау жүйесі (АТЖ) түрінде негізгі критерийлер бойынша деректерді қорыту оларды сақтау, өңдеу және талдау үшін көп функциялы құрал жасауға және олардың пайдалы қолданылу тиімділігін арттыруға мүмкіндік беретіні айқын болып табылады.

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.