Автореферат (781853), страница 2
Текст из файла (страница 2)
Верификация уточненного варианта методики» и «Обоснование конструкции поддона (плоская конфигурация) реактора БН-1200 с точкизрения образования вторичной критичности» государственного контракта№ H.4x.45.90.12.1156 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 2012 года» и теме «Описание применения программы БРУТ» договора c ОАО «ОКБМАфрикантов» № 4465 «Верификация и аттестация программных средств длялицензирования ввода энергоблока № 4 БАЭС в эксплуатацию» в 2012 г., теме«Расчетное исследование в обоснование работоспособности и характеристикустройства для сбора топлива в реакторе БН-1200» договора с ОАО «ОКБМАфрикантов» № 5845 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Этап 20132015 годов» в 2013 г., теме «Проведение расчетов запроектной аварии ULOFдля новой компоновки гибридной активной зоны БН-800» договора с ОАО«ОКБМ Африкантов» № 5890 «Выполнение расчетов по обоснованию безопасности БН-800 с гибридной активной зоной с MOX-топливом», теме «Расчетнотеоретическое обоснование механизмов деградации оболочек твэлов»договора с ОАО «ОКБМ Африкантов» № 5845 (государственный контракт№ Н.4х.44.90.13.1149 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 20132015 годов») и теме «Расчетный анализ возможности образования критическихмасс при гипотетических авариях с разрушением активной зоны РУ МБИР» договора с АО «ГНЦ НИИАР» № 5767 «Расчетные исследования в обоснованиебезопасности ИЯУ МБИР» в 2014 г., темам «Подготовка верификационного отчета и проекта аттестационного паспорта кода БРУТ и передача кода на аттестацию» и «Второй этап верификации кода ANPEX.
Выпуск верификационногоотчета, корректировка инструкции для пользователя. Подготовка проекта аттестационного паспорта и передача кода на аттестацию» госконтракта№ Н.4х.44.9Б.14.1031 «Разработка, верификация и подготовка к аттестациипроектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснова-8ния безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах.Этап 2014-2015 годов», теме «Экспериментальные исследования динамикисрабатывания УС–Т стержня ПАЗ–Т в среде жидкого натрия» договорас АО «ОКБМ Африкантов» №20/854507/К03/5780 (государственный контракт№ Н.4х.44.90.13.1149 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 20132015 годов») в 2015 г., теме «Комплексный анализ тяжелых аварий» договора сАО «ОКБМ Африкантов» № 00000000177064133482/20/854516К01/6508 (государственный контракт № Н.4х.44.9Б.16.1032 «НИОКР в обоснование разработки систем и оборудования реакторной установки на быстрых нейтронах снатриевым теплоносителем») в 2016 г., а также темам ряда других хоз.
договоров.Личный вклад автора. Автор диссертации выполнил весь комплекс расчетно-теоретических работ, составляющих ее содержание. Лично автором разработаны все математические модели, алгоритмы и программы, получены математические решения, проведена верификация программ, выполнены расчетыи анализ полученных результатов. Автор диссертации осуществлял расчетноесопровождение экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности.Во всех печатных работах в рецензируемых научных изданиях, рекомендованных ВАК, а также в подавляющем большинстве остальных работ, опубликованных в соавторстве, автору принадлежит основная роль.Автор благодарит Сорокина А.П. за научные консультации по работе,академика РАН Леонтьева А.И., Артемьева В.К., Ашурко Ю.М.,Загорулько Ю.И., Кебадзе Б.В., Кириллова П.Л., Кузнецова И.А.,Морозова А.В., Поплавского В.М., Привезенцева В.В., Пыльченкова Э.Х.,Юрьева Ю.С.
за обсуждение различных аспектов работы.Положения, выносимые на защиту.1. Математическая модель для исследования возможности удержаниярасплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии иразработанный на основе данной модели код БРУТ.2. Гомогенно-диффузионная и гетерогенная математические моделистратификации компонент расплава при тяжелой аварии, а также модель движения пузыря пара переменной массы в жидкости, входящие в состав математической модели для исследования возможности удержания расплавленноготоплива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.3. Одномерная математическая модель для определения времени проплавления конструкций и разработанный на основе данной модели кодБРУТ – O.94. Математическая модель для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгономреактора на мгновенных нейтронах, и созданный на основе данной модели кодANPEX.5. Верификация и тестирование кодов БРУТ и ANPEX.6.
Расчетная методика для моделирования явлений, протекающих настенде «Плутон» при разрушении оболочек имитаторов твэлов; расчетная методика для исследования механизмов деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия; методика для теплового и прочностного расчета термочувствительного элемента иопределения времени до его разрушения.7. Аналитические решения ряда задач теплопроводности и нейтроннойкинетики (подробнее ниже при изложении пятой главы диссертации).8.
Результаты расчетного сопровождения экспериментов в обоснованиебезопасности реактора БН большой мощности.9. Результаты расчета аварийного процесса в активной зоне реактораБН-600 при разгоне его на мгновенных нейтронах.10. Результаты расчетного анализа тяжелых запроектных аварий в реакторах типа БН большой и малой мощности.Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на: ХIII Школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева (Санкт – Петербург, 2001 г.); отраслевой конференция «Теплофизика-2001» (Обнинск, 2001 г.); XII, XIII и XVшколах - семинарах по проблемам физики реакторов в МИФИ (Москва, 2002,2004, 2008 гг.); Российской межотраслевой конференции «Теплофизика-2002»(Обнинск, 2002 г.); Российском научно-техническом форуме «Ядерные реакторы на быстрых нейтронах» (Обнинск, 2003 г.); VII, VIII, IX, X, XII, XIII, XIVМеждународной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2001, 2003, 2005, 2007, 2011, 2013, 2015 гг.); V Минском международном форуме по тепло-и массобмену (Минск, 2004 г.); международной конференции «Fifty Years of Nuclear Power - the Next Fifty Years» (Обнинск, 2004 г.);VI Международном конгрессе по математическому моделированию (НижнийНовгород, 2004 г.); межотраслевой тематической конференции «Теплофизика2005» (Обнинск, 2005 г.); IV, V, VI Российской национальной конференции потеплообмену (Москва, 2006, 2010, 2014 гг.); 20-й международной конференциипо теории переноса ICТT-20 (Обнинск, 2007 г.); межведомственном семинаре«Теплофизика-2007» (Обнинск, 2007 г.), Восьмой международной научнотехнической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомнойэнергетики» (МНТК – 2012) (Москва, 2012 г.); научных сессиях НИЯУ МИФИ(Москва, 2013, 2014 гг.); международной конференции «Fast Reactors and10Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios FR13» (Франция,Париж, 2013 г.); научно-технических конференциях «Теплофизика-2011»,«Теплофизика-2012», «Теплофизика-2013», «Теплофизика-2014», «Теплофизика-2015» (Обнинск, 2011, 2012, 2013, 2014, 2015 гг.); рабочей группе WG3 (Россия – Франция) (Обнинск, 2014 г.); Десятой международной научнотехнической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомнойэнергетики» (МНТК – 2016) (Москва, 2016 г.).Публикации.
Основные научные результаты диссертации изложены в 15печатных работах в рецензируемых научных изданиях, рекомендованных ВАК[1-15]. По теме диссертации опубликованы также 4 печатные работы в другихрецензируемых научных изданиях [16-19], 21 в сборниках трудов Международных и 35 Всероссийских научно-технических конференций, 19 в сборниках работ и трудах. Список публикаций автора по теме диссертации включает 12 статей в изданиях, входящих в международные реферативные базы данных и системы цитирования (Scopus, WEB of Science, Springer, zbMATH), в том числе 3статьи в изданиях, индексируемых в базах данных WEB of Science и SCOPUS[15,8,9], и 9 в изданиях, индексируемых в базе SCOPUS [1-4,6,11-14]. Материалы диссертации опубликованы также в 8 препринтах. Всего по теме диссертации опубликованы 102 печатные работы. Получены 2 свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте [40,41].Структура диссертации.
Диссертация состоит из введения, пяти глав,заключения, библиографического списка использованной литературы, приложения. В приложении приведены свидетельства о регистрации программ дляЭВМ в Роспатенте. Диссертация изложена на 304 страницах, содержит 59 рисунков, 6 таблиц, список литературы из 277 наименований на 34 страницах.Весь материал, содержащийся в диссертации, получен и представлен авторомлично.СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫВо введении обоснована актуальность темы диссертационной работы,сформулированы ее цель и задачи, научная новизна и практическая значимостьработы, положения, выносимые на защиту.Первая глава посвящена исследованиям по безопасности быстрыхнатриевых реакторов и содержит обзор работ по математическим моделям длярасчетного анализа тяжелых аварий в быстрых реакторах.Как известно, в нашей стране была осуществлена наиболее обширная ипоследовательная программа развития технологии и сооружения экспериментальных и энергетических установок типа БН: от БР-1 (1954 г.) до БН-600 (1980г.) и БН-800 (2016 г.).
Россия обладает наибольшим опытом эксплуатациибыстрых реакторов.11В процессе развития ректоров БН в России был выполнен очень большойобъем научно-исследовательских, проектных и конструкторских работ, затрачены громадные ресурсы, вложенные в развитие «быстрого» реакторногонаправления, что обеспечило практические достижения в рассматриваемой области.Постановка широкомасштабных экспериментов для изучения процессовпри аварии в быстром реакторе чрезвычайно проблематична. Соответственноособое значение приобретает разработка программ для расчета отдельных стадий аварии и комплексного расчета всей аварии.При исследовании аварийных процессов в быстрых реакторах можно использовать вычислительный эксперимент.
Суть вычислительного эксперимента– создание и изучение математических моделей исследуемого объекта с помощью вычислительных средств.В настоящее время создан программный комплекс, обеспечивающий анализ и обоснование безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Инструментами для анализа тяжелых запроектных аварий в быстрых натриевыхреакторах являются программы COREMELT, INTERACT, БРУТ, ANPEX, разработанные в ФЭИ. Получил известность российский интегральный кодСОКРАТ-БН. Основное назначение кода – расчетный анализ и обоснованиебезопасности РУ БН.
Для анализа запроектных аварий в быстрых реакторахпредназначен ряд зарубежных кодов: код SAS4A, семейство кодов SIMMER идругие.Отдельные аспекты поведения расплавленного топлива после разрушенияТВС активной зоны рассматривались в ряде работ. Анализ работ позволилустановить, что основная проблема удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии в целом в них не решена.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
