Русский / English 
ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК
ИНСТИТУТИССЛЕДОВАНИЯПРОЕКТЫНАУКА И ОБРАЗОВАНИЕНОВОСТИКОНТАКТЫ
 

СОКРАТ-БН

Краткая информация
Примеры и релизы Публикации
Как получить код
Новости проекта
23.02.2022
Семинар по проекту «Коды нового поколения»

11.02.2022
V Школа-семинар по кодам нового поколения завершила свою работу

10.02.2022
Учебный курс по коду GeRa 2022

Проект ПрорывРосатом

Программа для ЭВМ СОКРАТ-БН предназначена для численного моделирования нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических процессов, накопления продуктов деления (ПД), переноса радионуклидов в реакторных установках (РУ) на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в режимах нарушения нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях, включая аварии с плавлением топлива. Программа для ЭВМ обеспечивает расчет основных параметров РУ с учетом работы оборудования 1-го и 2-го контуров, парогенератора 3-го контура (рабочее тело – вода/пар) и системы аварийного отвода тепла (САОТ) (теплоноситель – воздух).

Программа для ЭВМ обеспечивает проведение расчетов, следующих осредненных по заданному объему и сечению параметров:

  • температура, расход, давление и фазовый состав теплоносителя;
  • температура конструкционных материалов, топлива и оболочки твэлов;
  • мощность РУ;
  • распределение энерговыделения в активной зоне (на основе двумерного нейтронно-физического расчета в диффузионном приближении);
  • напряжение, деформации и смещения в топливных таблетках и оболочках твэлов в области размещения топливных таблеток;
  • нуклидный состав и количество ПД, наработанных к моменту начала аварийного процесса;
  • удельная активность радионуклидов в натриевом теплоносителе первого контура и в газовой полости реактора;
  • временной интервал от начала аварии до момента плавления оболочки твэлов.

Разработка программы выполнялась в 2 этапа.

На первом этапе была разработана и аттестована (в 2016 году) первая версия ПрЭВМ - СОКРАТ-БН/В1 [1] [2]. Первая версия была предназначена для моделирования проектных и запроектных аварий, включая режимы с кипением теплоносителя, до начала плавления активной зоны. В ее состав вошли программные модули, позволяющие описывать теплогидравлические процессы для натрия и воды, термомеханические процессы для оксидного топлива и стальной оболочки, нейтронно-физические процессы в точечном приближении и процессы транспорта продуктов деления и коррозии в корпусе реактора, включая газовую полость.

На втором этапе разработана вторая версия ПрЭВМ - СОКРАТ-БН/В2 [3]. Область моделирования второй версии расширена на задачи моделирования тяжелых аварий с плавлением активной зоны реактора. В ее состав дополнительно были включены модули, позволяющие описывать накопление продуктов деления в топливе, нейтронно-физические процессы в диффузионном приближении, процессы плавления и перемещения активной зоны. В 2019 году Ростехнадзором для ПрЭВМ СОКРАТ-БН/В2 был выдан аттестационный паспорт номер 472 с периодом действия с 20.11.19 до 20.11.29


ИБРАЭ РАН © 2013-2022 Карта сайта | Связаться с нами