Сведения о результатах защиты (781905), страница 3
Текст из файла (страница 3)
Представленная на стр. 14 автореферата система уравнений (1)-~3) нелинейная, и решается она методом Рунге-Кутта 4-го порядка. Из автореферата не ясно, как это можно выполнить. 2. Для описания стратификации компонент расплава разработана гомогенно-диффузионная математическая модель переноса массы компонент смеси диффузией и конвекцией 1'стр. 15 автореферата). Каким образом были получены коэффициенты диффузии и другие постоянные для численных расчетов по этой модели. 3. Для описания кинетики нейтронов реактора используется пространственно-независимая система уравнений точечной кинетики реактора (стр. 23 авторе ферата). Насколько справедливо такое приближение в задаче моделирования разгона реактора на мгновенных нейтронах.
4. Не совсем понятна необходимость разработки упомянутой в автореферате одномерной математической модели. Выбор официальных оппонентов и ведущей организации обосновывается сферой их научных интересов и компетентностью, что подтверждается научными публикациями и исследованиями. Оппоненты являются крупными ! 1~ ° специалистами в области атомной энергетики и теплофизики. Выбор ведущей организации обоснован тем, что АО «ЭНИЦ» является одним из ведущих российских научно-исследовательских институтов, который выполняет большой объем расчетно-теоретических и экспериментальных работ по безопасности АЭС. АО «ЭНИЦ» занимается разработкой, испытанием и внедрением инновационных научно-технических решений и технологий, обеспечивающих повышение надежности, безопасности и эффективности эксплуатации действующих и проектируемых АЭС. В данной организации имеются высококвалифицированные научные работники в области безопасности АЭС.
Диссертационный совет отмечает, что на основании выполненных соискателем исследований: разработаны комплекс оригинальных математических моделей для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии; математическая модель разгона реактора на мгновенных нейтронах; одномерная математическая модель для определения времени проплавления конструкций; методики для расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности; предложена оригинальная замена переменных при решении уравнений кинетики, что позволило получить точное аналитическое решение; доказана возможность удержания расплава в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.
Доказано, что разрушение плит напорной камеры под действием силовых и температурных напряжений происходит раньше их полного проплавления. Доказана неортогональность собственных функций задачи определения температуры в шаре, помещенном в хорошо перемешиваемую жидкость; введено новое понятие «длина релаксации». Теоретическая значимость исследования обоснована тем, что: методом численного моделирования доказано, что 1) при рассмотрен- ных в диссертации авариях расплавленное топливо удерживается в корпусе 9 реактора, не разрушая его; 2) доказано также, что время до разрушения термочувствительного элемента УС-Т при двухстороннем нагреве стенки меньше 29 с, а температура потока в момент разрушения не превышает 713 'С.
При одностороннем нагреве время до разрушения термочувствительного элемента не превышает 30,2 с, а температура потока — 740 'С; применительно к проблематике диссертации эффективно использован комплекс существующих численных методов; изложены новые математические модели и методики; раскрыта необходимость разработки более совершенных математических моделей для расчетного исследования запроектных аварий с тяжелыми поврежденими активной зоны в быстрых натриевых реакторах; изучен генезис тяжелых аварий в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем для анализа и обоснования их безопасности; проведена модернизация двух аналитических решений.
Значение полученных соискателем результатов исследования для практики подтверждается тем, что: разработаны и верифицированы вычислительные программы (БРУТ, АХРЕХ, БРУТ-О), 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 книгу И.А.
Кузнецова, В.М. Поплавского 1Кузнецов 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.). 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 10 безопасности РУ БН-1200.
Практическое использование результатов в проектах БН подтверждается работами соискателя. Разработанная расчетная методика применялась для определения времени до разрушения термочувствительного элемента УС-Т; созданы предпосылки для использования программ соискателя БРУТ и АХРЕХ и результатов расчетных исследований различных запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны при обосновании безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем; дана рекомендация по использованию моделей соискателя для анализа безопасности реакторов других типов.
Оценка достоверности результатов исследования выявила: теория основана на современных представлениях о протекании запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в быстрых натриевых реакторах и использовании математических методов; идея разработки более совершенных математических моделей базируется на анализе опыта моделирования тяжелых аварий; использовано сравнение данных соискателя и данных, полученных ранее 1АО «ЗНИЦ», АМ. США) по рассматриваемой тематике; установлено качественное и количественное совпадение результатов расчетов по программам с экспериментальными и расчетными данными и данными аналитических тестов при проверке корректности математических моделей и программ.
Личный вклад соискателя состоит в том, что он выполнил весь комплекс расчетно-теоретических работ, составляющих содержание диссертации. Лично соискателем разработаны все математические модели, алгоритмы и программы, получены математические решения, проведена верификация программ, выполнены расчеты и анализ полученных результатов.
Соискатель осуществлял расчетное сопровождение экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности. 11 З РоанннюПа ел Вас~шс~ич Председатель „д4Фс~ф*' тйфу4%~ного совета - - УчеМьтб.еек1з~ь „',, 'диссертационНого совета Ильина Ирина Петровна Дата оформления Заключения: 24.05.2018 г. 12 Основные научные результаты диссертации изложены в 15 статьях в рецензируемых научных журналах, рекомендованных ВАК. Во всех печатных работах из перечня ВАК, а также в подавляющем большинстве остальных работ, опубликованных в соавторстве, соискателю принадлежит основная роль. На заседании 23.05.2018 г.
диссертационный совет принял решение присудить Кащееву М.В. ученую степень доктора технических наук. При проведении тайного голосования диссертационный совет в количестве 14 человек,из них 7 докторов наук по специальности 05.14.03, участвовавших в заседании, из 20 человек, входящих в состав совета, (дополнительно введены на разовую защиту Очеловек), проголосовали: за 13, против 1, недействительных бюллетеней О. .
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
