Назначение
- Численное моделирование РУ с натриевым теплоносителем и оксидным топливом в условиях проектных и запроектных аварий от начального исходного события до выброса ПД в окружающую среду. Позволяет моделировать тепллогидравлические, нейтронно-физические процессы, термомеханику и деградацию ядерного топлива, накопление, выход и транспорт продуктов деления.
- Моделирование
Код базируется на: одномерной модели теплогидравлике с двухфазной, гетерогенной, двухскоростной моделью течения теплоносителя, r-z модели теплопереноса в твердом теле; точечной модели расчета накопления ПД в топливе, точечной и r-z моделях нейтронной физики; модели плоской деформации для расчета термомеханики твэлов; моделях плавления и перемещения материалов а.з.; моделях переноса и осаждения радиоактивных продуктов деления в 1-м контуре
Код базируется на: одномерной модели теплогидравлике с двухфазной, гетерогенной, двухскоростной моделью течения теплоносителя, r-z модели теплопереноса в твердом теле; точечной модели расчета накопления ПД в топливе, точечной и r-z моделях нейтронной физики; модели плоской деформации для расчета термомеханики твэлов; моделях плавления и перемещения материалов а.з.; моделях переноса и осаждения радиоактивных продуктов деления в 1-м контуре- Валидация
аналитические тесты- верификация на данных внереакторных экспериментов (> 40 тестов по 13 установкам)
- верификация программных модулей на данных , полученных на энергетических и исследовательских реакторах: РУ БН-600, РУ БН-350, РУ БОР-60, РУ JOYO, РУ TREAT (>9 экспериментов)
- кросс верификация с кодами, эксплуатируемыми в ГНЦ РФ-ФЭИ на моделях теплообменников «натрий-вода» для РУ БН-350, БН-1200.
- кросс верификация с кодом БУРАН на задачах по РУ БН-600, БН-1200
аналитические тесты•Код аттестован в Ростехнадзоре для численного моделирования теплогидравлических , термомеханических процессов , переноса радиону клидов в реакторных установках (РУ) на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в режимах нарушения нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях. ПС обеспечивает расчет основных параметров РУ с учетом работы оборудования 1-ro и 2-го контуров, парогенератора 3-ro контура (рабочее тело — вода/пар) и системы аварийного отвода тепла (САОТ) (теплоноситель — воздух)
- Публикации
- Моделирование процессов кипения натрия в одномерном двухжидкостном приближении с помощью кода СОКРАТ-БН / И. Г. Кудашов, В. Н. Семенов, Р.В. Чалый, [и др.]//Атомная энергия. – 2011. – Т. 111, № 3. – С. 137-139.
- Моделирование плавления оболочки твэла и перемещения расплава в ТВС реакторов типа «БН» кодом «СОКРАТ-БН» / И. С. Вожаков, Э. В. Усов, Р.В. Чалый, [и др.]//Вопросы атомной науки и техники. Серия: Математическое моделирование физических процессов. – 2015. – № 4. – С. 15-21.
- Двумерный теплогидравлический модуль интегрального кода СОКРАТ-БН: математическая модель и результаты расчетов / Э. В. Усов, Р.В. Чалый, Н. А. Прибатурин [и др.] // Атомная энергия. – 2016. – Т. 120, № 2. – С. 95-100.
- Модели теплообмена кода СОКРАТ-БН для расчета кипения натрия в каналах разной геометрии / И. Г. Кудашов, Э. В. Усов, Р.В. Чалый, [и др.] // Атомная энергия. – 2014. – Т. 117, № 5. – С. 261-265.
- Верификация системных теплогидравлических кодов на базе аналитических тестов применительно к одно- и двухфазному течению жидких металлов / Э. В. Усов, А. А. Бутов, Р.В. Чалый, [и др.] // Атомная энергия. – 2018. – Т. 124, № 6. – С. 322-326.
Больше информации:
