Отзыв оппонента 3 (781890)
Текст из файла
ОТЗЫВофициального оппонентана диссертацию Кащеева Михаила Васильевича «Моделирование тяжелыхаварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевымтеплоносителем», представленную на соискание ученой степени докторатехнических наук по специальности 05.14.03 – Ядерные установки,проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации1. Актуальность работыПовышение безопасности ядерных реакторов – одно из ключевыхнаправлений развития атомной энергетики. Это положение в полной мереотносится к реакторам на быстрых нейтронах, поскольку, несмотря наблестящие достижения, связанные с вводом в эксплуатацию БН-800 ипроектированием БН-1200, многие вопросы, обусловленные, в частности,взаимодействием расплава кориума с жидким натрием, исследованынедостаточно полно, а их последствия далеки от предсказуемости.
Поэтомуактуальность темы рассматриваемой диссертации, посвященной разработкематематических кодов протекания возможных тяжелых аварий реакторов,использующих натрий в качестве рабочего теплоносителя, не вызываетсомнений.2.Научнаяновизнаположений,сформулированных в диссертациирезультатовивыводов,2.1. Расчетными методами детально исследована возможность удержаниярасплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.Для этого был разработан ряд достоверных и оригинальных математическихмоделей,предназначенных,вчастности,дляанализапроцессовстратификации компонент расплава при тяжелой аварии и движения пузыряпара переменной массы в жидком натрии.2.2.
С использованием двухмерного приближения движения материаловреактора разработана новая математическая модель для расчета параметровреактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем приего разгоне на мгновенных нейтронах.12.3. Созданы оригинальные расчетные методики, предназначенные длясопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БНбольшой мощности.2.4. Впервые получены аналитические решения ряда задач нестационарнойтеплопроводности и конвективного теплообмена, учитывающих внутренниеисточники тепла и связанных в своей постановке с упрощенныммоделированиемотдельныхэтаповвозможныхзапроектныхаварий.Полученные решения активно использовались автором для тестированиярезультатов численных исследований.2.5.Врезультатахрасчетногосопровожденияэкспериментоввобоснование безопасности реактора БН большой мощности:● определено время проплавления оболочки имитатора твэла на стенде«Плутон»ипоказано,чтопроцессразрушениявызвандействиемтермических напряжений;● проведено расчетное исследование разрушения оболочки твэла поддействием напряжений и проплавления в зависимости от режима охлаждениятвэла при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия;● определено время до разрушения термочувствительного элементаустройства самосрабатывающего температурного (УС-Т).2.6.Полученыоригинальныерасчетныеданныепотермогидродинамическим характеристикам процессов, протекающим вактивной зоне быстрого реактора при его аварийном разгоне.3.Теоретическаязначимостьработысостоитвдостоверномматематическом (как численном, так и аналитическом) описании процессов,которые могут иметь место при запроектных авариях в натриевых реакторахна быстрых нейтронах.4.
Практическая значимость и ценность работы; реализация еерезультатовРезультаты расчетных исследований, выполненных автором диссертации,использовалисьприпроектномобоснованиибезопасностибыстрых2реакторов типа БН-600, БН-800, БН-1200. Полученные материалы легли воснову многочисленных отчетов по НИОКР, проведенных при активномучастии М.В. Кащеева, по заданию различных организаций Росатома.Выполненные исследования позволили, в частности, более глубоко идетально обосновать важное решение о продлении на десять лет проектногосрока эксплуатации реактора БН-600.
Информация, представленная вдиссертации, использовалась в качестве иллюстративного материала вширокоизвестнойфундаментальнойсредиспециалистовмонографии:КузнецовпоИ.А.,безопасностиАЭСПоплавскийВ.М.Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / Под общейредакцией члена-корреспондента АН РФ В.И. Рачкова – М.: ИздАт, 2012.
–632 c. Алгоритмы вычислительных программ, разработанных авторомдиссертации, защищены двумя Российскими свидетельствами о регистрациипрограмм для ЭВМ. Представленные в диссертации аналитические решенияряда задач нестационарной теплопроводности с внутренними источникамитепла и вынужденной конвекции, применялись для тестирования кодов БРУТи ANPEX. Кроме того они могут быть использованы разработчикамипрограммного обеспечения в области теплообмена для проверки достовернополученных результатов.Результаты диссертации можно рекомендовать для использования вФГБОУ ВПО НИЯУ МИФИ, ФГБУН ОИВТ РАН, ФГБОУ ВО НИУ «МЭИ»,ФГБУН ИБРАЭ РАН, ФГБУН ИТ СО РАН им.
С.С. Кутателадзе, а также впрофильных предприятиях Росатома (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ им. А.И.Лейпунского», АО ОКБ «Гидропресс», АО «ГНЦ НИАР» АО «НИКИЭТ»,АО «ОКБМ Африкантов» и др.).5. Степень обоснованности и достоверности положений, выводов изаключений, сформулированных в диссертацииОбоснованность и достоверность основных результатов и выводовдиссертациипроверенныхосновываютсярасчетныхнаиспользованииметодикиприподтверждаютсярешениизадачсоответствием3результатоввыполненныхрасчетовданнымэкспериментальныхианалитических исследований.5.
Оценка структуры и содержания диссертацииДиссертациясостоитизвведения,пятиглав,заключения,библиографического списка использованной литературы, приложения. Вприложении приведены свидетельства о регистрации программ для ЭВМ вРоспатенте. Диссертация изложена на 304 страницах, содержит 59 рисунков,6 таблиц, список литературы из 277 наименований на 34 страницах.Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы,сформулированы ее цель и задачи, научная новизна и практическаязначимость работы, положения, выносимые на защиту.Перваяобзорнаяглавапосвященаописанию исследованиямпоразработке математических моделей для расчетного анализа тяжелых аварийв быстрых реакторах. Кратко описаны существующие отечественные(COREMELT, INTERACT, БРУТ, ANPEX, DINROS, СОКРАТ-БН и др.) изарубежные (SAS4A, SIMMER, SURFASS и другие) программные коды,предназначенные для анализа запроектных аварий реакторов на быстрыхнейтронах с натриевым теплоносителем.
Показано, что существующиематематические модели удержания расплава в корпусе быстрого реактора, атакже стадии его разгона в процессе запроектной аварии недостаточноглубоко проработаны и требуют серьезной модификации. Там же даныкраткие описания экспериментов по изучению механизмов разрушенияоболочек твэлов и самосрабатывающих устройств пассивной аварийнойзащиты теплового действия. Отмечается необходимость проведения расчетовсопутствующих экспериментам с целью углубленного анализа полученныхопытных данных.Во второй главе дано описание одно и двухмерных математическихмоделей, разработанных автором и применяемых в программном коде БРУТ.Данный код предназначен для анализа вопроса удержания расплавленного4топлива в корпусе быстрого реактора. Приведены результаты верификацииэтого кода.
Отмечается, что в отличие от уже существующих разработокматематическая модель, представленная автором, позволяет ответить наважный вопрос о возможности удержания расплавленного топлива в корпусереактора при запроектной аварии. В процессе создания модели полученыуточняющиесоотношенияпоопределениювремениформированиятепловыделяющего слоя и его толщины. Поставлена и решена задачадвижения пузыря переменной массы в жидкости.
Получена формула длястоковтеплавзонестеплообменниками.Определеныпараметрынапряженного состояния в плитах напорной камеры. С помощью специальноразработанного теста проведена проверка модуля «Расчет проплавлениявнутриреакторныхадекватностьконструкций»моделированияспрограммыееБРУТпомощьюиподтвержденааварийныхпроцессов.Представлены результаты применения программы БРУТ для анализазапроектных аварий, вызванных как неконтролируемым увеличениеммощности реактора (авария UTOP), так и обусловленных прекращениемрасхода теплоносителя через реактор без срабатывания аварийной защиты(авария ULOF). Показано, что во всех вариантах аварии UTOP расплавудерживается в корпусе реактора.
В случае аварии ULOF, при которойпроисходит разрушение ТВС первого и второго рядов активной зоны вреакторе МБИР (многоцелевой исследовательский реактор на быстрыхнейтронах) и имеет место частичное разрушение активной зоны, расплавтакже удерживается в корпусе реактора.В третьей главе представлены результаты разработки математическоймодели, описывающей процессы, которые сопутствуют разгону реактора намгновенных нейтронах с натриевым теплоносителем. В модели движениематериалов реактора в аварийном режиме описывается в двумерномосесимметричномприближении; используетсяспециальновыведенноереккурентное соотношение для определения относительной плотностинейтронов;учитываетсяэффектуменьшенияколичестваэнергии,5выделяемой в аварийном процессе за счет влияния газообразных продуктовделения.
На основе разработанной математической модели создан кодANPEX, который позволяет рассчитать изменение по времени режимныхпараметров аварийных процессов (реактивности и мощности реактора,количество выделяемой энергии, поля температуры и давления). Путемсопоставлениярезультатоврасчетовсданнымиэкспериментовианалитических тестов показана работоспособность созданной программы. Попрограмме ANPEX выполнен практически важный расчет стадии мгновеннойкритичности в активной зоне реактора БН-600. Результаты проведенногорасчета, которые также представлены в третьей главе диссертации,позволили,вчастности,достовернообосноватьдополнительныйдесятилетний период работы этого реактора.В четвертой главе представлены результаты расчетного сопровожденияряда экспериментов, которые выполнены в ФЭИ в обоснование безопасностиреактора БН большой мощности и связаны с изучением процесса разрушениятвэлов и их имитаторов под действием термических напряжений.
Результатырасчетоввремениразрушениятвэлов,выполненныхспомощьюразработанных автором программ ТНТ и ДОТ, в том числе, в условияхразличных режимов охлаждения тепловыделяющих элементов натрием,находятся в удовлетворительном согласии с опытными данными. Кроме тогов четвертой главе также описаны результаты теплового и прочностногорасчета термочувствительного элемента, предназначенного для пассивнойзащиты реактора на быстрых нейтронах с натриевым охладителем.
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}
