The object of research, development or design (in Russian) : Объектами исследования являются процессы, протекающие при возникновении тяжелых аварий ядерных установок (реакторов) на быстрых нейтронах, и устройства, предназначенные для сведения к минимуму последствий таких аварий.

The object of research, development or design (in Kazakh) : Зерттеу объектілері жылдам нейтрондарда ядролық қондырғылардың (реакторлардың) ауыр апаттары пайда болу кезінде өтетін процесстер және осындай апаттардың нәтижелерін минимумға қысқартуға арналған құрылғылар болады.

Aim of work (in Russian) : Цели работы – продолжение внереакторных исследований эффективности охлаждения имитатора расплава материалов активной зоны быстрого реактора (модельного кориума) в случае осушения и последующего залива натрием. Продолжение внереакторных исследований процесса перемещения модельного кориума по имитатору направляющей трубы реактора на быстрых нейтронах с установленным внутри модифицированным устройством задания расхода натрия, а также степени разрушения устройства задания расхода натрия. Подготовка к проведению внутриреакторных экспериментальных исследований тяжелой аварии с перемещением расплава материалов активной зоны в область с ограниченным количеством теплоносителя и его охлаждением в условиях остаточного энерговыделения, а также послеэкспериментальные исследования внутриреакторного экспериментального устройства, испытанного ранее на реакторе ИГР.

Aim of work (in Kazakh) : Жұмыстың мақсаттары – кептіру және кейінгі натриймен құю жағдайында жылдам реактордың (үлгілік кориум) активтік аймағының материалдарының балқытпасының имитаторын салқындату тиімділігінің реакторлықтан тыс зерттеулерді жалғастыру. Жетілдірілген құрылғының ішінде орналасқан натрий шығынын беру, жылдам нейтрондарда реактордың бағытталған құбырдың имитаторы бойынша модельдік кориумның айналысу процессін реакторлықтан тыс зерттеулерді, және де натрий шығынын беру құрылғысын бұзу дәрежесін жалғастыру. Жылутасымалдағыштың шектеулі саны бар саласына активтік аймақтың материалдарының балқытпасын ауыстыру және оны қалдық энергияны бөлу жағдайында салқындату және де ИГР реакторында ертеде сыналған канал ішілік эксперименттік құрылғының эксперименттіктен кейінгі зерттеулер арқылы ауыр апаттарды канал ішілік эксперименттік зерттеулерді жүргізуге дайындау.

Методы исследования (на русском) : Экспериментальное определение вероятного распределения расплава топлива по высоте экспериментального устройства основанное на гамма-спектрометрическом методе измерения интенсивности гамма-излучения продуктов деления изотопа урана 235U. Послереакторные исследования экспериментального устройства в радиационно-защитной камере разрушающим методом.

Методы исследования (на казахском) : Уран 235U изотопының бөліну өнімдерінің гамма-сәулелену қарқындылығын өлшеудің гамма-спектрометриялық әдісіне негізделген эксперименттік құрылғының биіктігі бойынша отын балқымасының ықтимал таралуын эксперименттік анықтау. Радиациялық-қорғау камерасында бүлінү әдіспен эксперименталды құрылғының реактордан кейінгі зерттеу.

Obtained results and novelty (in Russian) : В результате проведенных работ была разработана конструкторская документация и изготовлено модифицированное устройство задания расхода натрия. Подготовлен и проведен внереакторный эксперимент по исследованию процесса перемещения расплава по имитатору направляющей трубы стержня регулирования быстрого реактора с установленным внутри модифицированным устройством задания расхода натрия. Разработана конструкторская документация и изготовлено внутриреакторное экспериментальное устройство по исследованию заключительной фазы тяжелой аварии с перемещением расплава материалов активной зоны в область с ограниченным количеством теплоносителя и его охлаждением при наличии остаточного энерговыделения в расплаве. На комплексе «Байкал-1» проведены послереакторные исследования, в результате которых определено распределение расплава материалов активной зоны и состояние конструктивных элементов в экспериментальном устройстве, предназначенном для изучения процесса разрушения расплавом материалов активной зоны внутренней трубы с двойной стенкой, охлаждаемой натрием и оснащенной расходозадающим устройством потока натрия.

Obtained results and novelty (in Kazakh) : Жүргізілген жұмыстардың нәтижесінде конструкторлық құжаттама әзірленді және натрий шығынын беру түрлендірілген құрылғы жасалды. Жетілдірілген құрылғының ішінде орналасқан натрий шығынын беру жылдам нейтрондарда реактордың бағытталған құбырдың имитаторы бойынша балқытпаның ауысу процессін зерттеу бойынша реакторлықтан тыс эксперимент дайындалды және жүргізілді. Балқытпада қалдық энергия шығарылуы болған кезінде оны салқындату және жылу тасымалдағыштың шектеулі саны бар саласында активтік аймақтың материалдар балқытпасын ауыстырумен ауыр апаттардың қорытынды фазасын зерттеу бойынша реакторлық ішілік эксперименттік құрылғысы жасалды және конкурстік құжаттама әзірленді. «Байкал-1» кешенінде реакторлықтан кейінгі зерттеулер жүргізілді, нәтижесінде натрий ағынын шығын беруші құрылғымен жабдықталған қос қабырғасы бар ішкі құбырдың активтік аймағының материалдарының балқытпасын бұзу процессін зерттеуге арналған эксперименттік құрылғыда конструктивтік элементтердің күйін және активтік аймақ материалдарының балқытпасын тарату белгіленді.

The main constructive and technical economic indicators (in Russian) : нет

The main constructive and technical economic indicators (in Kazakh) : нет

Level of implementation (in Russian) :

Level of implementation (in Kazakh) :

Efficiency (in Russian) :

Efficiency (in Kazakh) :

Field of application (in Russian) : Полученные экспериментальные данные будут использоваться при разработке конструкций активных зон ядерных реакторов, обладающих свойствами внутренней самозащищенности в отношении исключения возможности возникновения повторной критичности и разрушения защитных корпусов реакторов в процессе развития тяжелых аварий с плавлением топлива.

Field of application (in Kazakh) : Алынған эксперименттік деректер отынды балқытумен ауыр апаттарды дамыту процессінде реакторлардың қорғау корпустарын бұзу және қайта екінші рет болатын сындылықтың пайда болу мүмкіндігі жоюға қатысты ішкі қорғалу қасиеттері бар ядролық реакторлардың активтік аймақтарының конструкциясын әзірлеу кезінде пайдаланылады.