УТВЕРЖДАЮ
Генеральный директор »
_______________
“____”__________ 2005 г.
ОТЗЫВ
ведущей организации на диссертацию Долганова Кирилла Сергеевича
“Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов
при осушении каналов”,
представленную на соискание ученой степени кандидата технических наук
по специальности 05.14.03 “Ядерные энергетические установки,
включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации”.
Актуальность. Диссертация Долганова Кирилла Сергеевича посвящена важной проблеме обоснования безопасности энергоблоков АЭС канального направления. Актуальность темы определяется недостаточной разработкой вопросов безопасности, связанных с разогревом элементов активной зоны при авариях с осушением групп каналов спустя часы после инициирующего события. Основное внимание в работе уделено поиску и обоснованию мер, предотвращающих или смягчающих тяжёлые повреждения активной зоны на основе оценки теплообменных процессов в графитовой кладке. Автором выполнен учёт ряда конструктивных особенностей реакторов типа РБМК, что снижает консерватизм расчётных исследований и позволяет оптимизировать меры управления авариями с осушением каналов на поздних стадиях их развития. Представленные выводы и рекомендации важны для разработки руководств по управлению запроектными авариями, входящих в состав эксплуатационной документации, представляемой для лицензирования энергоблоков.
Краткое содержание работы.
Диссертация состоит из введения, четырёх глав и выводов. Использованные условные обозначения поясняются в соответствующем списке. Список использованной литературы включает 78 позиций. Объём диссертации составляет 137 страниц с учётом 43 рисунков и 7 таблиц.
Во введении обоснована актуальность и важность тематики работы для отечественной атомной энергетики; сформулирована цель исследования, показаны факторы, определяющие его новизну.
Первая глава посвящена обзору аварийных процессов, рассматриваемых в настоящее время в рамках анализа безопасности канальных реакторов типа РБМК. На основе этого обзора автором выделены классы аварий, которые характеризуются осушением части или всех каналов активной зоны на остаточном энерговыделении и эффективное управление которыми возможно. Поиск мер воздействия на аварийный процесс предлагается проводить на основе моделирования процесса разогрева аварийных каналов с учётом теплового взаимодействия осушенных и неосушенных (если таковые имеются) каналов. Это позволит более точно судить о температуре элементов активной зоны. Труба канала выделена как основной объект внимания, что обосновывается опасностью разрушения кожуха реакторного пространства при множественном разрыве каналов с последующим попаданием радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Показано недостаточное соответствие существующих методик анализа теплового состояния элементов графитовой кладки конструктивным особенностям РБМК. В конце главы приводятся выводы и постановка задач исследования.
Во второй главе приведено описание разработанной диссертантом расчётной методики и программы анализа температуры элементов графитовой кладки в аварийных условиях осушения каналов. Описана математическая модель методики, результаты расчётов модельных задач и сравнение их с аналитическими решениями. Величину погрешности можно считать приемлемой с точки зрения неопределённости исходных данных. Результаты расчёта температуры на стыках соседних графитовых блоков в режиме расхолаживания реактора АДЭ-4, выполненные по методике диссертанта, хорошо коррелируют с показаниями термометрических датчиков, что позволяет сделать заключение о корректном описании тепловых процессов в разработанной модели.
В третьей главе исследуется влияние неосушенных каналов на разогрев осушенных топливных каналов, относящихся к общему раздаточному групповому коллектору. Показано, что теплоотдача к каналам СУЗ и к нормально охлаждаемым топливным каналам не только снижает скорость разогрева осушенных каналов, но и приводит к их охлаждению. Выполнена оценка времени до полного осушения каналов, необходимого для сохранения целостности труб каналов. При этом показано, что поддержание теплоотвода от труб каналов к пару в течение с после начала аварии гарантированно предотвращает разрыв канальных труб. Автор отмечает также существенную инерционность процесса разогрева даже для случаев быстрого осушения.
Четвёртая глава посвящена исследованию запроектных аварий как с осушением всей активной зоны, так и с осушением только топливных каналов. При этом рассматривается не только графитовая кладка действующих энергоблоков РБМК, но и модернизированная кладка 5-го энергоблока Курской АЭС, блоки которой имеют форму восьмигранной призмы. В § 4.1 оценена неточность, вносимая в расчёты неучётом теплообмена между соседними графитовыми блоками. Показано, что в случае осушения всех каналов активной зоны разница между температурами труб каналов различной мощности с течением времени уменьшается до величины порядка 50 °С за счёт теплообмена между ними. Это позволяет использовать штатные средства измерения температуры графитовой кладки для оценки температуры труб каналов и, таким образом, иметь информацию о разогреве каналов в достаточно широком диапазоне времени и температуры. Показано, что теплообмен между каналами модернизированной кладки происходит не менее эффективно, чем в случае традиционной кладки. При сохранении циркуляции воды в контуре СУЗ разогрев топливных каналов ограничен теплоотдачей к каналам СУЗ. В § 4.3 показана важность учёта трёхмерных эффектов. В главе также предложены меры по предотвращению и смягчению тяжёлых последствий рассмотренных аварий. На основе выполненных расчётных исследований приводятся рекомендации по восстановлению охлаждения осушенной активной зоны.
Научная новизна.
Научная новизна проведённых исследований определяется недостаточным соответствием расчётных моделей современных кодов конструктивным и физическим особенностям канальных реакторов. При анализе протекания аварий эти модели не позволяют адекватно учитывать некоторые теплообменные процессы. В работе впервые показано и расчётно обосновано, что неучёт перетоков тепла между аварийными и неаварийными каналами графитовой кладки РБМК при авариях с осушением каналов может приводить как к излишне консервативным, так и к преувеличено оптимистичным результатам. Разработанная автором методика, а также программа расчёта температурных полей в графитовой кладке и полученные с её помощью выводы являются важным вкладом в изучение аварийных процессов на реакторах канального типа.
Личный вклад. В представленной диссертационной работе разработал и численно реализовал в виде программы математическую модель анализа температурного режима графитовой кладки реакторов типа РБМК, провёл сравнение результатов расчётов модельных (упрощенных) задач по разработанной методике с аналитическими решениями, а также выполнил верификацию на данных измерений, проведённых на реакторе АДЭ-4. При помощи разработанной методики им лично выполнены все представленные расчёты, оценены полученные результаты применительно к задачам данной работы и сформулированы соответствующие выводы.
Достоверность. Достоверность результатов и выводов диссертации определяется корректным использованием аппарата математической физики и современных численных методов, следованием требованиям нормативных документов, хорошим согласием решений модельных задач с аналитическими решениями, а также соответствием расчётных данных показаниям термопар реактора АДЭ-4.
Значимость для науки и производства. Практическое значение результатов работы связано с их внедрением в эксплуатационные документы (Руководства по управлению запроектными авариями энергоблоков №1 КуАЭС и ЛАЭС), а также с их использованием в Отчёте по углублённой оценке безопасности энергоблока №3 КуАЭС и в техническом обосновании безопасности энергоблока №5 КуАЭС.
Представленные результаты позволяют повысить качество исследований запроектных аварий, сопровождающихся осушением каналов, а также важны для разработки и обоснования мер по управлению авариями этого класса.
Разработанная автором диссертации расчётная методика является достаточно универсальной для использования при исследованиях аварийных процессов с осушением каналов и на других типах канальных реакторов.
Рекомендации по использованию результатов работы
Большой интерес и практическую пользу результаты данной диссертационной работы могут иметь для организаций, занимающихся расчетными исследованиями аварийных процессов на реакторах типа РБМК (РНЦ «Курчатовский институт», НИКИЭТ). Разработанная программа может быть использована и в образовательном процессе на кафедрах соответствующего профиля.
Поскольку результаты работы уже вошли в эксплуатационную документацию первых энергоблоков Ленинградской и Курской АЭС, аналогичные исследования важно было бы провести и для других энергоблоков с реакторами РБМК.
Считаем целесообразным продолжение автором работ по дальнейшему исследованию тепловых процессов при авариях РБМК. В частности, представляется важным выполнение экспериментальных исследований аварийных процессов осушения каналов: в этом случае разработанная методика может быть использована для расчетной обработки результатов экспериментов, и одновременно была бы проведена ее более полная верификация.
Замечания по диссертационной работе.
В отношении представленной диссертации можно сделать следующие замечаний:
1. В разработанной математической модели отсутствует учёт теплоотдачи от графитовых блоков к газу за счёт конвекции в полостях реакторного пространства.
2. В рекомендациях § 4.4 предлагается изменение состава продувки реакторного пространства как мера воздействия на процесс разогрева осушенных каналов, однако эффективность этого никак не иллюстрируется в расчётах.
3. Верификация разработанной методики ограничивается сопоставлением с показаниями термометрических датчиков на режиме расхолаживания реактора АДЭ-4. Желательно дополнить верификацию прямыми экспериментами.
Заключение о диссертационной работе. Отмеченные недостатки носят рекомендательный характер и не ставят под сомнение основные результаты и выводы работы. Работа представляет собой законченную прикладную научную работу, содержит решения научно-технических задач по повышению безопасности АЭС с реакторами типа РБМК. Диссертантом продемонстрирована высокая степень владения математическими методами решения прикладных задач. Эти навыки нашли применение в созданной лично автором расчетной методике и программе расчета температурных полей в графитовой кладке РБМК. Также автором продемонстрировано владение современными расчётными кодами типа RELAP и ANSYS.
Основные результаты диссертации опубликованы материалах различных научно-технических конференций и семинаров, организованных ведущими отечественными институтами, а также доложены на научно-технических советах Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт».
Научно-технический совет Электрогорского научно-исследовательского центра считает диссертацию Долганова Кирилла Сергеевича завершенной научно-квалификационной работой, имеющей существенное практическое значение и отвечающей требованиям Положения о порядке присуждения учёных степеней ВАК России.
заслуживает присуждения ему учёной степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03 “Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации”.
Отзыв обсужден и утвержден на научно-техническом совете ЭНИЦ ____ __________ 2005 г., протокол _____________.
___________________________________________________________________
(Должность, ученая степень, И. О.Ф.)
