В работе представлены эмпирические модели переноса, осаждения, повторного смыва радиоактивных продуктов коррозии в натриевом теплоносителе, модели переноса газообразных продуктов деления в жидком натрии и выхода их в газовую систему, разработаны методики применения моделей в интегральном коде СОКРАТ-БН. Проведенные с помощью кода СОКРАТ-БН тестовые расчеты поведения продуктов деления и коррозии в первом контуре реакторной установки БН-600 показывают удовлетворительное согласие с экспериментальными данными.
展开▼