Отзыв ведущей организации (781881)
Текст из файла
Акционерное общество «ЗЛЕКТРОГОРСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР ПО БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ» АО -ЭНИЦ н ул. Святого Константина, 6, г. Электрогарск, Московская обл., 142530 Е-огак: егесфегес.ггц Нттр:((угнан.егес.гц; аниц.рф телл (496431 3-30-74; факс: (496431 3.12-35 ОГРН 1085035000766 ИНН 5035037441 РС(СЗН ЕРГОАТС((н( ЭК : ..':-'.;:::-':;. "'у,, УТВЕРЖДАЮ '';::.Директор АО нЭНИЦН С.Н. Селькин ':. ' 'Ь" ' ':.'.7' ' Р~Ф 2018 ОТЗЫВ ведущей организации на диссертационную работу Кащеева Михаила Васильевича по теме «Моделирование тяжелых аварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем», представленную на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.03 — «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» А альиость иссе та ионной аботы Актуальность работы обусловлена необходимостью анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в том числе обоснования повышенной безопасности реакторов нового поколения.
Дальнейшее развитие ядерной энергетики невозможно без обеспечения достаточно высокого уровня безопасности. При разработке стратегии развития крупномасштабной ядерной энергетики сформулировано ключевое положение «естественной безопасности» вЂ” «исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории», что предполагает достижение нового, более высокого уровня безопасности.
Аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (СССР, 1986 г.) привели к осознанию необходимости анализа запроектных аварий в проектах АС. По российским нормативным документам для обоснования безопасности АС требуется выполнить анализ запроектных аварий. В проектах предусмотрены меры управления запроектными авариями. Практически невозможно воспроизвести на АЭС полный спектр постулированных аварийных ситуаций.
Главным средством анализа процессов при развитии аварии в реакторе и в масштабах реакторной установки (РУ) является расчетный анализ, носящий характер теоретического предсказания. Развитие аварии с частичным или полным расплавлением активной зоны и ее последствия в значительной мере определяются тепло — и массообменными процессами в активной зоне и внутри корпуса реактора. Возникает актуальная научная проблема — создание моделей для расчетного анализа запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в быстрых натриевых реакторах с целью прогнозирования последствий аварий. Разработка математических моделей и программ для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется в течение многих лет. Основной груз проектирования систем безопасности АЭС лег на предприятия Главного конструктора — АО «ОКБМ Африкантов» и Генерального проектировщика — в настоящее время АО «АТОМПРОЕКТ».
Большой вклад в обоснование безопасности отечественных быстрых реакторов внесла лаборатория расчетно-теоретических исследований безопасности АЭС Физико- энергетического института. Активная работа российских и зарубежных специалистов по разработке более совершенных моделей и программ для анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым охлаждением в течение многих лет подтверждает актуальность данной работы. Основное со е жанне диссе тации Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, библиографического списка использованной литературы, приложения. Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы, сформулированы ее цель и задачи, научная новизна и практическая значимость работы, положения, выносимые на защиту. Первая глава диссертации посвящена исследованиям по безопасности быстрых натриевых реакторов и содержит обзор работ по математическим моделям для расчетного анализа тяжелых аварий в быстрых реакторах.
Во второй главе разработан комплекс математических моделей для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии, дано описание результатов верификации кода БРУТ, выполнен расчетный анализ запроектных аварий в реакторах типа БН большой и малой мощности. В третьей главе разработана математическая модель для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии, приведено описание результатов верификации кода АМРЕХ, а также результатов расчета стадии мгновенной критичности в активной зоне реактора БН-600.
В четвертой главе выполнено расчетное сопровождение экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности. В пятой главе представлены аналитические решения задач, полученные автором впервые и частично используемые для тестирования кодов БРУТ и А31РЕХ. В приложении приведены свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте. Диссертация изложена на 304 страницах, содержит 59 рисунков, б таблиц, список литературы из 277 наименований. Она написана автором самостоятельно.
Весь материал, содержащийся в диссертации, получен и представлен автором лично. На чная новизна аботы Научная новизна работы заключается: АО -ЭНИЦ-, ул. Святого Константина, 6, Да " ' гн г. Электрогорск, Московская обл., 14253Р 3~~' е-гла11: егесйегес. гц; 1тстр: г /тттттт.егес, гц; эниц, рф тели М96431 3-ЗР-74: Факс: 1496431 3-12-35 — в разработке математической модели для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии; — в создании гомогенно-диффузионной и гетерогенной математических моделей стратификации компонент расплава при тяжелой аварии, а также модели движения пузыря пара переменной массы в жидкости, входящих в состав математической модели для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии; — в разработке математической модели для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии; — в создании методик для расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности: расчетной методики для моделирования явлений, протекающих на стенде «Плутон» при разрушении оболочек имитаторов твэлов; расчетной методики для исследования механизмов деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов в условиях аварии с прекращением расхода натрия через ТВС; методики для теплового и прочностного расчета термочувствительного элемента и определения времени до его разрушения; — в получении аналитических решений ряда задач; — в результатах расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности: е определено время проплавления оболочки имитатора твэла на стенде «Плутон».
Показано, что выполняется условие разрушения оболочки имитатора твэла под действием термических напряжений; ° проведено расчетное исследование разрушения оболочки твэла под действием напряжений и проплавления в зависимости от режима охлаждения твэла при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия; е определено время до разрушения термочувствительного элемента устройства самосрабатывающего температурного (УС-Т); — в получении на базе математической модели разгона реактора на мгновенных нейтронах результатов расчета аварийного процесса в активной зоне быстрого реактора; — в выявлении на базе математической модели удержания расплава в корпусе быстрого реактора в условиях тяжелой аварии особенностей развития запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в реакторах типа БН большой и малой мощности.
диссертации, подтверждается результатами проверки корректности математических моделей, алгоритмов и программ автора путем сопоставления результатов расчетов по программам с экспериментальными данными и данными аналитических тестов, а также основывается на использовании при решении задач обоснованных расчетных методик. АО -ЭНИЦ-, ул. Святого Константина, 6, ~щ, э~~ 66Гв, Эн~4е ' г. ЭлектРагоРск, МосковскаЯ обл., 142530 .щ~ ц е-гпак: егесфегес.го;'остр:/!ттнгн.егес.го; «ниц.рф тели 1496431 3-30-74: Факс: 1496431 3-12-35 Значимость пол чеиных авто ом диссе тации ез льтатов для азвитии соответств ю ей от асли на ки Полученные соискателем результаты являются значимыми для атомной энергетики, так как позволили внести существенный вклад в создание более совершенных моделей для расчетного анализа запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в быстрых натриевых реакторах и в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым охлаждением.
Теоретическая значимость работы состоит в разработке математических моделей для расчетного исследования запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах, разработке методик, применявшихся при расчетном сопровождении экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности, получении аналитических решений задач, имеющих теоретическое значение, а также новых данных о протекании запроектных аварий.
Практическая значимость работы определяется тем, что диссертантом созданы и верифицированы вычислительные программы, с помощью которых выполнен расчетный анализ запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах. Выполненная работа позволила внести существенный вклад в обоснование безопасности реакторов типа БН. Материалы диссертационной работы (математические модели, результаты численного анализа) вошли в основополагающий труд по безопасности реакторов на быстрых нейтронах И.А. Кузнецова, В.М. Поплавского (Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / Под общей редакцией члена-корреспондента АН РФ В.И. Рачкова — М.: ИздАт, 2012.
— 632 с.). Практическая ценность работы. Модели автора можно использовать для анализа безопасности реакторов других типов. В работе проведен расчетный анализ запроектных аварий в реакторах типа БН различной мощности. Результаты расчетных исследований использовались при проектном обосновании безопасности быстрых реакторов.
Характеристики
Тип файла PDF
PDF-формат наиболее широко используется для просмотра любого типа файлов на любом устройстве. В него можно сохранить документ, таблицы, презентацию, текст, чертежи, вычисления, графики и всё остальное, что можно показать на экране любого устройства. Именно его лучше всего использовать для печати.
Например, если Вам нужно распечатать чертёж из автокада, Вы сохраните чертёж на флешку, но будет ли автокад в пункте печати? А если будет, то нужная версия с нужными библиотеками? Именно для этого и нужен формат PDF - в нём точно будет показано верно вне зависимости от того, в какой программе создали PDF-файл и есть ли нужная программа для его просмотра.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
