РАСЧЕТНЫЙ КОД СОКРАТ-БН ДЛЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Интегральный код СОКРАТ-БН разработан в ИБРАЭ РАН совместно с АО «ОКБМ Африкантов», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». Он представляет собой взаимосвязанную систему программных модулей на платформе расчетного кода СОКРАТ и предназначен для анализа  безопасности РУ с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-800, БН-1200, МБИР).

В настоящее время разработано две версии кода. Первая версия кода СОКРАТ-БН/В1 предназначена для моделирования проектных и запроектных аварий, включая режимы с кипением теплоносителя, до начала плавления активной зоны. В состав первой версии 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. Первая версия кода была аттестована в Ростехнадзоре в 2016 году. 

Общая структура интегрального кода СОКРАТ-БН

В область моделирования второй версии кода СОКРАТ-БН/В2 включены тяжелые аварии с плавлением активной зоны реактора. В ее состав дополнительно включены модули, позволяющие описывать накопление продуктов деления в топливе, нейтронно-физические процессы в диффузионном приближении, процессы плавления и перемещения активной зоны. Разработаны и протестированы интерфейсы для совместной работы с кодами, позволяющими моделировать процессы переноса продуктов деления в помещениях АЭС и окружающей среде. Расчетный код СОКРАТ-БН/В2 аттестован для задач моделирования запроектных аварий, включая аварии с плавлением топлива, на РУ с оксидным топливом и натриевым теплоносителем (Аттестационный паспорт № 472 от 20.11.2019).

Обе версии кода внедрены в промышленную эксплуатацию и активно используются для обоснования безопасности как действующих РУ (БН-600, БН-800), так и проектируемых РУ. Начиная с 2013 года, выполняются работы по расчетному анализу безопасности в рамках разработки технического проекта РУ БН-1200. В 2016 году кодом СОКРАТ-БН был выполнен комплексный расчетный анализ начальной стадии аварии с разрушением активной зоны реактора. Получены данные по изменению мощности реактора для аварии с  неконтролируемым извлечением стержней аварийной защиты (СУЗ) в условиях кипения натриевого теплоносителя и перемещения расплавленных компонентов активной зоны реактора. В 2019 году с применением аттестованного кода СОКРАТ-БН/В2 был проведен расчетный анализ протекания аварии, связанной с потерей системного и надежного электроснабжения с отказом всех средств воздействия на реактивность (ULOF) для РУ БН-1200М. Данные по выходу радиоактивных веществ в окружающую среду были применены для оценки радиационной обстановки вокруг проектируемой АЭС с РУ БН-1200.

Расчет РУ БН-600

Расчетная схема РУ БН-1200

Международная задача МАГАТЭ – расчет реактора EBR-II

© Отделение анализа безопасности ядерных энергетических установок