СОКРАТ-БН

Комплекс СОКРАТ-БН представляет собой интегральную систему кодов, предназначенную для анализа безопасности РУ с натриевым теплоносителем (БН-800, БН-1200, МБИР). Код позволяет моделировать динамические процессы в условиях нарушений нормальной эксплуатации и аварийных режимах, включая стадию разрушения активной зоны.

При разработке кода СОКРАТ-БН была использована платформа кода СОКРАТ/В1, предназначенного для моделирования тяжелых аварий в РУ ВВЭР.

Интегральный код СОКРАТ-БН разрабатывается в ИБРАЭ РАН совместно с ГНЦ РФ–ФЭИ, ОАО «ОКБМ Африкантов», ГНЦ РФ ТРИНИТИ, НИЦ «Курчатовский Институт», МИФИ.

Состав РК«Сократ»

Интегральный код СОКРАТ-БН объединяет комплекс программных модулей, моделирующих физические явления, важные для безопасности АЭС с РУ БН.

На рис.1 представлена общая структура интегрального кода СОКРАТ-БН.

Рис.1. Общая структура интегрального кода СОКРАТ-БН. 

В структуру кода входят два расчетных блока: для предстартового расчета и нестационарных расчетов.

Блок предстартового расчета предназначен для оценки состояния РУ до начала моделирования аварии с целью снижения неопределенностей и подготовки реалистичных входных данных. В его состав входят 3 программных модуля:

• нейтронно-физический для 3-Dрасчета поля нейтронов, учета изменения нуклидного состава топлива в зависимости от времени работы РУ и данной топливной компании, оценка флюенса нейтронов и с.н.а. на оболочках твэл;
• теплогидравлический для выполнения связанных теплогидравлических и нейтронно-физических расчетов в стационарных условиях в масштабе времени топливной компании;
• стационарный твэльный для расчета состояние твэла (топлива и оболочки) реактора типа БН на момент начала аварии.

Разработка нестационарного расчетного блока в первую очередь началась с разработки теплогидравлического программного модуля. В настоящее время теплогидравлический модуль характеризуется следующими особенностями:

• разнообразие теплоносителей: вода, натрий, Na-K(22%-78%);
• двухфазность, гетерогенность, скоростная и температурная неравновесность;
• межфазное трение и тепломассообмен, зависящие от режима течения;
• теплообмен со стенкой, зависящий от режима теплообмена;
• учет неконденсирующихся газов;
• теплопроводность жидкометаллического теплоносителя в продольном направлении;
• расчет свойств натрия и воды на основе эмпирических уравнений состояния.

Дополнительно были имплементированы модели магнитного динамического насоса и тройников.

Для моделирования элементов конструкций и оборудования РУ БН была расширена база теплофизических свойств конструкционных материалов, включающая:

• активная зона: стали ЭП–450Ш, ЧС–68 х.д, ЭИ–847 х.д;
• биологическая защита: графита ГМЗ;
• теплоизоляция: каолиновая вата, супертонкое стекло-волокно, кордиерит, нихромовая проволока Х20Н80-Н.

Для моделирования экспериментов, выполненных на зарубежных стендах, внедрены теплофизические свойства материалов: хастеллой и инконель.

Кроме теплогидравлического модуля, были разработаны следующие программные модули:

• термомеханика твэл;
• нейтронная физика;
• перенос продуктов деления в контуре реакторной установки;
• перенос аэрозолей и продуктов деления в помещениях АЭС;
• перенос продуктов деления в окружающей среде.

В процессе разработки программные модули предназначенные для моделирования:

• разрушения и плавления элементов активной зоны;
• химического и термического взаимодействие топлива и теплоносителя; 

Верификация РК "Сократ-БН"

В настоящее время РК СОКРАТ-БН находится в стадии верификации и подготовки к аттестации. Результаты разработки и верификации кода были представлены на международных конференциях в России и за рубежом, таких как:

• Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», проводимая при поддержке Государственной корпорации «Росатом» и Ядерного общества России 27-29 ноября 2012 г. в Москве;
• The 20th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) and the ASME 2012 Power Conference. July 28-29, 2012 Anaheim, California, USA

В области анализа безопасности для разных режимов существует ряд российских и зарубежных расчетных кодов. Из зарубежных для реакторных установок с быстрым спектром нейтронов наиболее известными являются коды SIMMER-III (тяжелые аварии с разрушением активной зоны – CDA) и SAS-4A (проектные и запроектные аварии). Кроме того адаптируются для РУ с натриевым теплоносителем коды, используемые для обоснования реакторов с водой под давлением (PWR), такие как RELAP5, TRACE.

В России наиболее известными кодами в области анализа безопасности РУ БН являются коды COREMELT (ГНЦ РФ—ФЭИ), ВURAN, DIN-800 (ОАО "ОКБМ Африкантов")

Сравнение кода СОКРАТ-БН с данными кодами осуществляется и планируется в рамках кроссверификации по отдельным и интегральным экспериментам. В настоящий момент имеются результаты кроссверфикации с аттестованным кодом DIN-800, проводится кроссверификация с кодами COREMELT и RELAP5. Результаты кроссверификации с кодом DIN800 проводились на экспериментальных данных, полученных на РУ БН-600, и представлены на рисунке 3.

Для выполнения верификации, по техническим и конструкционным характеристикам, совместно ОАО «ОКБМ Африкантова», была разработана расчетная модель РУ БН-600, включающая детальное описание бака реактора, с каналами активной зоны, корпуса реактора и биологической защиты, разработана и интегрирована с первым контуром модель второго контура с модульными парогенераторами. Третий контур на текущий момент моделируется заданием расхода питательной воды на входе и выходе из ПГ и расхода пара на входе в промежуточный пароперегреватель. Расчетная схема РУ БН-600 представлена на рисунке 2.

Рис.2. Расчетная схема РУ БН.

На графиках, представленных на рисунке 3, показаны результаты сравнения численного моделирования с данными эксперимента и расчетом по, аттестованному в НТЦ ЯРБ, коду DIN800 на одном из экспериментов, проведённых на РУ БН-600 — срабатывание БАЗ при мощности реактора ~35% Nном .

Рис.3. Зависимости температур натрия первого контура

Результаты представлены в координатах температура — время процесса. Данные СОКРАТ-БН нанесены на графиках сплошной линией, по DIN800 пунктирной линией, эксперименты — отдельными маркерами.

В эксперименте, при работе реактора на 35% мощности, было инициировано срабатывание БАЗ (38 секунда расчета). После срабатывания защиты ГЦН 1-го и 2-го контуров были переведены на пониженные обороты. На графиках (рисунок 9) переходный период характеризуется резким снижением температуры теплоносителя примерно с 40 по 45 секунды.

Для сопоставления результатов с данными по эксперименту и коду DIN800, приведены зависимости температур на выходе из активной зоны (рисунок 3а), на входе и выходе из промежуточного теплообменника первого — второго контуров (ПТО) (рисунок 3б). Результаты расчета температур, полученные по коду СОКРАТ-БН, имеют большее совпадение с экспериментом по отношению к коду DIN-800. Относительная погрешность по эксперименту не превышает 5%.

Практическое применение

Код СОКРАТ-БН разрабатывается в рамках Федеральной Целевой Программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» (ФЦП ЯЭНП) и проекта «Коды». В настоящее время код передан в опытную эксплуатацию в ОКБМ Африкантова. В 2013 году планируется подготовить расчетную схему РУ БН-1200 и провести расчетный анализ безопасности установки для режимов нарушения нормальной эксплуатации и проектных аварий.

Дальнейшее развитие

В 2013 году планируется подача на аттестацию первой версии кода СОКРАТ-БН в которую войдут программные модули для расчета теплогидравличесских процессов в натриевом теплоносителе, нейтронно-физических процессов и переноса ПД в первом контуре.

На этапах 2014 – 2015 годов планируется провести аттестацию второй версии кода включающей:

• анализ поведения твэл в штатных и аварийных режимах,
• выход ПД в помещения АЭС;
• выход ПД в окружающую среду и оценку радиационной обстановки;
• фрагментация и плавление ядерного топлива и его взаимодействия с теплоеносителем.