Решение Научно-технического совета ФБУ «НТЦ ЯРБ»
05.11.2015
Повестка
По первому вопросуЗаслушав и обсудив доклад по материалам кандидатской диссертации зам. начальника ООПЭ С.А. Шевченко, заключения рецензентов к.ф.-м.н. С.М. Зарицкого (НИЦ «Курчатовский институт») и к.ф.-м.н. Н.Н. Хренникова, отзыв научного руководителя к.ф.-м.н. А.И. Попыкина, письменный отзыв д.ф.-м.н. О.М. Ковалевича, а также выступления, предложения и замечания д.т.н. Б.Г. Гордона, д.т.н. О.Ю. Кавуна, к.т.н. С.Н. Богдана, к.ф.-м.н. А.А. Строганова, к.т.н. Н.Л. Харитоновой, Д.Н. Полякова, к.т.н. Р.Б. Шарафутдинова, НТС отмечаетДиссертация С.А. Шевченко «Расчетное моделирование ввода большой отрицательной реактивности в реакторах ВВЭР» выполнена в отделе организации и проведения экспертизы Федерального бюджетного учреждения «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» (ФБУ «НТЦ ЯРБ»). По итогам обсуждения диссертации принято ниже следующее заключение. Актуальность работы обусловлена тем, что понятие реактивности является одним из основных в физике, методах расчета и обосновании безопасности ядерных реакторов. В соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии результаты выполненных в процессе проектирования расчетов эффективности аварийной защиты и других связанных с реактивностью характеристик активной зоны реакторной установки, должны быть подтверждены путем измерений этих характеристик, выполняемых на минимально контролируемом уровне мощности во время физического пуска реакторной установки (п.п. 3.1.1, 3.1.3 и 3.1.10 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», НП-082-07). Сопоставление измеренных и рассчитанных характеристик реактора, определяемых через реактивность, необходимость которого вытекает из указанных требований НП-082-07, является неотъемлемой частью обоснования безопасности АЭС. Убедиться в корректности проведения таких сопоставлений – важная задача органа регулирования безопасности при использовании атомной энергии (Ростехнадзора). При определении эффективности аварийной защиты и групп органов регулирования системы управления и защиты методом сброса стержней на АЭС с ВВЭР, измерение реактивности осуществляется с помощью ионизационных камер, расположенных за пределами активной зоны в бетоне биологической защиты РУ, сигнал которых обрабатывается реактиметром с использованием обращенного решения уравнения кинетики. Таким образом, измерение величины реактивности на самом деле осуществляется определением этой величины расчетно-экспериментальным путем. Поэтому исследование расчетного моделирования измерения реактивности и подходов по сопоставлению этих расчетов с результатами измерений, являются важными задачами, как регулирования, так и обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР. Диссертация посвящена развитию и разработке методов расчетного моделирования ввода больших отрицательных реактивностей в эксплуатируемых реакторах ВВЭР-1000 и верификации соответствующих алгоритмов расчетов, и поэтому, является актуальной. Основной целью работы явилось создание методики расчетного моделирования измерений реактивности, выполняемых на реакторах ВВЭР-1000, для повышения качества экспертизы обоснования безопасности АЭС с ВВЭР и аттестации соответствующих программных средств. Для достижения указанной цели были решены следующие задачи:
Научная новизна работы состоит в том, что:
Научная и практическая значимость работы определяется использованием результатов проведенных расчетно-аналитических исследований в рамках процедуры аттестации программных средств, используемых при обосновании безопасности АЭС с ВВЭР, выполняемой специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» по поручению Ростехнадзора. Кроме того результаты настоящей работы учитывались при разработке следующих руководств по безопасности при использовании атомной энергии:
Достоверность представленных в диссертации результатов подтверждена:
Основные положения, выносимые на защиту:
По теме диссертации опубликовано 19 работ в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций и семинаров, в том числе 4 статьи в рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК РФ:
В указанных наиболее значимых работах лично Шевченко С.А. был внесен следующий вклад. В работе № 1 представлены результаты сравнения величины тока ионизационной камеры, измеренного при определении эффективности аварийной защиты при физическом пуске реактора ВВЭР-1000 энергоблока № 3 Калининской АЭС, с соответствующей величиной, полученной С.А. Шевченко расчетным моделированием измерения, выполненным с использованием ПС «РАДУГА-7.5». При проведении расчетов учитывалось различное влияние ТВС активной зоны в формирование потока нейтронов в месте расположения ИК. Показано, что наибольшее влияние имеют ТВС, расположенные в крайнем ряду активной зоны. В работе № 2 приводятся результаты сравнения рассчитанных С.А. Шевченко эффективностей аварийной защиты (в стационарном и нестационарном приближении) с экспериментальными данными, полученными при измерении эффективности аварийной защиты в процессе физического пуска энергоблока № 3 Калининской АЭС. На основании анализа полученных результатов даются рекомендации для сопоставления измеренной и рассчитанной реактивности. В работе № 3 приводится сопоставление результатов выполненных С.А. Шевченко расчетов переходного режима, обусловленного одновременным отключением двух главных циркуляционных насосов энергоблока № 3 Калининской АЭС с результатами измерений. Указанные результаты использовались для верификации расчетной модели ВВЭР-1000, разработанной диссертантом. В работе № 4 на конкретном примере различных определений реактивности С.А.Шевченко показано применение общих результатов математической теории реакторов, разработанной С.Б. Шиховым. Получено, что при определении эффективности аварийной защиты с помощью реактиметра, сигнал на который поступает от ионизационной камеры, расположенной вне активной зоны РУ сопровождаться значительным объемом вычислений, требующих при анализе безопасности АЭС с ВВЭР оценки корректности рассчитанных и измеренных величин. Апробация работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах и конференциях:
Рассмотренная диссертация «Расчетное моделирование ввода большой отрицательной реактивности в реакторах ВВЭР» Шевченко Сергея Александровича является законченной научно-исследовательской работой, удовлетворяет требованиям ВАК, предъявляемым к кандидатским диссертациям, и соответствует специальности 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации». Шевченко Сергей Александрович заслуживает присуждения ученой степени кандидата технических наук. НТС решаетРекомендовать утвердить заключение ФБУ «НТЦ ЯРБ» на диссертационную работу Шевченко Сергея Александровича «Расчетное моделирование ввода большой реактивности в реакторах ВВЭР», представленную на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации». По второму вопросуЗаслушав доклад начальника лаборатории аварийных режимов ОБТТЯУ Д.А. Каменского, а также выступления в дискуссии, НТС отмечаетПод государственным надзором Ростехнадзора находятся 10 атомных судов и 5 судов атомно-технологического обслуживания (далее — суда АТО) ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» и плавучий энергоблок «Дирекции по сооружению и эксплуатации плавучих атомных теплоэлектростанций» концерна «Росэнергоатом» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». На поднадзорных объектах использования атомной энергии аварий в 2014, как и в 2013 году не было. На атомных судах ФГУП «Атомфлот» в 2014 году зарегистрировано 24 нарушения в работе ЯЭУ (в 2013 году — 9) по классификации Положения о порядке расследования и учёта нарушений судов с ядерными установками и радиационными источниками (НП-088-11). В 2014 году причинами нарушений явились:
Течь трубных систем парогенераторов (в том числе до выработки установленного ресурса) является наиболее часто повторяющимся эксплуатационным происшествием при эксплуатации ЯЭУ атомных судов. Коренные причины выхода из строя трубных систем парогенераторов эксплуатирующей и проектной организацией на настоящее время не определены. Ведётся поиск причин появления трещин в трубных системах парогенераторов с участием материаловедческих и других проектно-конструкторских организаций. Также предметом особого внимания Ростехнадзора является хранение ОЯТ на птб «Лепсе». Вследствие длительного хранения часть ядерного топлива, находящегося в баках хранилища птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное. На основе анализа информации отчётов о нарушениях в работе ЯЭУ судов и других плавсредств с РУ и РИ ОБТТЯУ подготовлены и направлены в Управление по регулированию безопасности объектов ядерного топливного цикла, ядерных энергетических установок судов и радиационно-опасных объектов Ростехнадзора предложения по регулирующим воздействиям. В настоящее время ОБТТЯУ разработаны, прошли необходимые согласования и находятся в стадии подготовки к утверждению следующие проекты нормативных документов:
Разработано и утверждено приказом Федеральной службы по экологическому технологическому и атомному надзору от 15.09.2015 № 359 РБ «Рекомендации по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации судов и иных плавсредств с ядерными реакторами и судов атомно-технологического обслуживания. НТС решает
По третьему вопросуОбсудив кандидатуру начальника отдела общих проблем ядерной и радиационной безопасности Курындина Антона Владимировича на его выдвижение на соискание премии Правительства Москвы молодым ученым с работой «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000», НТС отмечаетВ рамках работы «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000» выполнено создание специального программного средства (ПС) для получения оценок нормируемых показателей безопасности транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов типа ВВЭР и пучков твэл ОТВС реакторов типа РБМК при произвольных значениях известных и/или измеряемых характеристик ОТВС для любых вариантов их размещения в существующих транспортных упаковочных комплектах ТУК-6, ТУК-13 и ТУК-109. Разработанное автором ПС поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с АЭС на предприятия ядерного топливного цикла позволяет специалистам Ростехнадзора эффективно выполнять оценки достаточности представленных эксплуатирующей организацией расчетных обоснований безопасности транспортирования ОЯТ и при этом практически исключает возможность появления ошибок, связанных с человеческим фактором. ПС, обеспечивая максимально точные автоматизированные оценки нормируемых показателей ядерной и радиационной безопасности транспортирования ОЯТ, позволяет с минимальными временными затратами определять оптимальное размещение ОТВС в ТУК. НТС решаетВыдвинуть кандидатуру Курындина А.В. на соискание премии Правительства Москвы молодым ученым с работой «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000» По четвертому вопросуЗаслушав сообщение начальника лаборатории ОБ ПТЦ А.В. Родина, а также выступления в дискуссии, НТС отмечаетВ результате проведенного исследования в соответствии с целью НИОКР выполнена оценка взрывопожаробезопасности технологических процессов опытно-демонстрационного центра по переработке отработавшего ядерного топлива на основе инновационных технологий на ФГУП ФЯО «ГХК». НТС решаетСчитать, что результаты выполненных исследований, представленные в отчете на выполнение НИОКР по теме «Выполнение исследований в обоснование взрывопожаробезопасности технологических процессов опытно-демонстрационного центра на ФГУП ФЯО «ГХК» № ДНП 4-1141/2015 соответствует требованиям технического задания на выполнение НИОКР.
Заместитель председателя: Р.Б. Шарафутдинов; |
ПРОТИВОДЕЙСТВИЕ КОРРУПЦИИ
|
