Отзыв научного руководителя (Моделирование тяжелых аварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем)

ОТЗЫВ НАУЧНОГО КОНСУЛЬТАНТА о диссертационной работе Кащеева Михаила Васильевича на тему «Моделирование тяжелых аварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем», представленной на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.03— «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» Кащеев Михаил Васильевич работает в АО «ГНЦ РФ вЂ” ФЭИ» с 1992 года после окончания Московского инженерно-физического института по специальности «Прикладная математика». С самого начала работы он проявил большую самостоятельность, настойчивость и целеустремленность в решении задач безопасности реакторных установок.

В 1997 году Кащеев М.В. успешно защитил диссертацию на соискание ученой степени кандидата технических наук по теме «Математические модели взаимодействия кориума с корпусом реактора, расчетный анализ для реактора АБВ», в которой он разработал математические модели взаимодействия кориума с корпусом реактора различного уровня, реализованные в виде расчетных кодов.

Основные результаты докторской диссертационной работы получены Кащеевым М.В. в 2008-2016 годах в период работы по проекту реактора на быстрых нейтронах большой мощности в рамках ФЦП «ЯЭНП», являющимся ключевым в реализации концепции двухкомпонентной ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом с быстрыми и тепловыми реакторами. Накопленный в течение предшествующего периода опыт научной деятельности и исследовательский потенциал был реализован им в разработке и апробации оригинальных расчетных кодов, использованных соискателем для решения комплекса задач моделирования развития тяжелой аварии в обоснование безопасности реакторов на быстрых нейтронах.

Докторская диссертация Кащеева М.В. посвящена разработке математических моделей, алгоритмов и программ и получению результатов расчетов для обоснования безопасности быстрых ректоров с натриевым теплоносителем. Соискателем впервые разработана математическая модель для анализа тяжелых з аиро ектных аварий в быстрых реакторах с натри евым охлаждением, описывающая удержание расплавленного топлива в корпусе реактора. Модель реализована в программе БРУТ. Проведенные по этой программе расчеты аварии 11ТОР для вариантов активной зоны реактора на быстрых нейтронах большой мощности с нитридным топливом и с МОХ-топливом показали, что во всех вариантах расплав удерживается в корпусе реактора.

Для аварии Ш.ОР, при которой произошло разрушение 18 ТВС первого и второго рядов активной зоны в реакторе МБИР, расчеты показали, что и в данном случае частично разрушенная активная зона удерживается в корпусе реактора. С использованием программы А1МРЕХ, созданной на основе разработанной соискателем модели для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе при разгоне его на мгновенных нейтронах, выполнен расчет стадии мгновенной критичности в активной зоне реактора БН-600, который подтвердил физические закономерности и особенности протекания аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах.

В процессе выполнения работы соискателем был проделан большой объем расчетных исследований развития запроектных аварий в реакторах на быстрых нейтронах. Эти результаты были использованы при проектном обосновании безопасности быстрых реакторов. Практическая ценность результатов исследований подтверждена разработкой на основе предложенных алгоритмов расчетных программ, которые защищены Свидетельствами о регистрации программ для ЭВМ.

Полученные соискателем результаты исследований различных запроектных аварий, сопровождающихся тяжелыми повреждениями активной зоны, использовались при разработке окончательного отчета по обоснованию безопасности (ОООБ) энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800, предварительного общего обоснования безопасности (ПООБ) РУ МБИР, отчета по безопасности реакторной установки большой мощности, а также АО «ОКБМ Африканто⻠— организацией Главного конструктора РУ БН и АО «ГНЦ НИИАР».

После выпуска отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) энергоблока БН-600, выполненного с участием соискателя, и проведения других обосновывающих работ было принято решение о продлении проектного срока эксплуатации реактора на десять лет. Весь комплекс расчетно-теоретических работ выполнен соискателем лично. Полученные результаты исследований опубликованы в более, чем в 100 печатных работах, в том числе, в 15 статьях из перечня ВАК и доложены на 14 международных и 19 российских научно-технических конференциях. В процессе выполнения диссертационной работы Кащеев М.В. проявил себя как высококвалифицированный специалист, способный самостоятельно ставить и решать актуальные и важные проблемы, проводить комплексные исследования, анализ и обобщение результатов.

Следует отметить его высокую работоспособность и тщательность в работе над диссертацией. Считаю, что подготовленная Кащеевым М.В. диссертационная работа, в которой решена научная проблема по разработке математических моделей, алгоритмов и программ, получению и использованию результатов расчетных исследований в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, имеющая важное народно-хозяйственное значение, является законченным научным исследованием, имеющим актуальность, научную новизну и практическую ценность. Диссертация полностью соответствует требованиям ВАК, предъявляемым к докторским диссертациям, а ее автор, Кащеев Михаил Васильевич, заслуживает присвоения ему ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.03 — «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации».

Научный консультант, д.т.н., с,н.с. А.П. Сорокин 2017 г. Подпись Сорокина А.П. заверяю: Заместитель генерального директсра,' -" по научной и инновационной Р "","': ' ' Р" деятельности, к.э.н. АО «ГНЦ РФ вЂ” ФЭИ» Н.Г. Айрапетова С 2017 г. .