РАСЧЕТНЫЙ КОД БЕРКУТ

Программа для ЭВМ БЕРКУТ (Быстрый энЕргетический Реактор, Код Улучшенный Твэльный) — код нового поколения моделирует поведение стержневого тепловыделяющего элемента (твэла) с нитридным (мононитридное, смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП)) или оксидным (диоксидное (UO₂) и смешанное оксидное (МОКС)) топливом c газовым или жидкометаллическим подслоем при облучении в реакторных установках на быстрых нейтронах (БР) с жидкометаллическим теплоносителем в стационарных и переходных режимах нормальной эксплуатации и в режимах нарушений нормальной эксплуатации. Код предназначен для расчетного моделирования напряженно-деформированного состояния (НДС) и температурного распределения в твэлах.

В настоящее время существует две версии кода БЕРКУТ, отличающиеся подходом к моделированию поведения топлива:

• Инженерная версия БЕРКУТ-И, в которой распухание топлива и выход газообразных продуктов деления (ГПД) в свободный объём под оболочку твэла при облучении топлива моделируются на основе эмпирических корреляций.
• Усовершенствованная версия БЕРКУТ-У, в которой все превращения в топливе под облучением моделируются механистическим топливным модулем MFPR/R, который прогнозирует наработку и радиоактивные взаимопревращения продуктов деления (ПД) в топливе, внутризёренный и межзёренный транспорт ПД, термохимические превращения в топливе, включая распределение ПД по молекулярным и фазовым состояниям, формирование пористости, эволюцию микроструктуры топлива и его распухание, как газового, так и твердотельного, выход и перераспределение ГПД в зазоре «топливо–оболочка».

На сегодняшний день Ростехнадзором аттестованы две версии кода БЕРКУТ — инженерная БЕРКУТ-V1.1 и усовершенствованная БЕРКУТ-У/V2.1, которые могут использоваться для обоснования работоспособности твэлов БР.

Ежегодно проводятся учебные курсы в рамках Школы-семинара по кодам нового поколения, на которых участники курсов знакомятся с основными физическими принципами, математическими алгоритмами и программной реализацией, входными и выходными данными кода БЕРКУТ на примере специально разработанной учебной версии кода.

Твэльный код БЕРКУТ (обе версии) входит в состав интегрального код ЕВКЛИД, где граничные условия и условия облучения для кода БЕРКУТ рассчитываются специальными теплогидравлическим и нейтронно-физическим кодами. Интегральный код позволяет проводить самосогласованные расчеты анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Архитектура кода БЕРКУТ

Код БЕРКУТ имеет модульную структуру:

• управляющий модуль – обеспечивает обмен данными между модулями, организацию процесса вычислений, обработку, анализ и вывод в удобной форме расчетных результатов;
• тепловой модуль – моделирует пространственное распределение температуры при заданных источниках тепловыделения и определенных условиях теплопередачи на внешней поверхности твэла;

Радиальное распределение температуры в твэле

• механический модуль – прогнозирует текущие размеры, НДС, механическое состояние и возможные причины разгерметизации;

Напряженно-деформированное состояние топливной таблетки

• усовершенствованный топливный модуль MFPR – предназначен для самосогласованного моделирования процессов, происходящих в топливе БР: наработки, радиоактивных взаимопревращений и миграции ПД в топливе, внутризеренного и межзеренного транспорта ПД, термохимических превращений в топливе, включая распределение ПД по молекулярным и фазовым состояниям, эволюции микроструктуры топлива, выхода ГПД под оболочку твэла и их перераспределения в зазоре «топливо–оболочка». Модели основаны на современных представлениях о механизмах, управляющих основными физико-химическими процессами, протекающими в твэле при облучении (только в версии БЕРКУТ-У);

Моделируемые в топливе внутризёренные процессы

• инженерный топливный модуль – моделирует распухание топлива, наработку и выход газообразных продуктов деления в свободный объём под оболочку твэла при облучении топлива на основе эмпирических корреляций (только в версии БЕРКУТ-И);
• модуль, описывающий зазор «топливо–оболочка» – моделирует перераспределение радиоактивных продуктов деления по фазовым (конденсированным и газовым) состояниям и их перенос по зазору «топливо–оболочка», рассчитывает теплопроводность газовой смеси в зависимости от состава газа, для жидкометаллического подслоя моделирует растворение оболочки и перенос продуктов коррозии в жидком свинце или натрии (только в версии БЕРКУТ-У);
• модуль, описывающий процессы, происходящие в оболочке твэла под облучением БР – покомпонентный расчет скорости наработки новых изотопов, изменения состава материала оболочки; расчет скорости набора повреждающей дозы материалом оболочки; описание локальных изменений структуры и состава материала, прогноз поведения точечных дефектов; коррозии оболочки, в частности азотирования и науглероживания; образования и роста гелиевых пузырьков, основанные на диффузии атомов трансмутационного гелия, влияния этих процессов на изменение свойств материала оболочки (только в версии БЕРКУТ-У);
• модуль базы данных свойств материалов – определяет механические и теплофизические свойства материалов твэла и выдает их по запросу модулей кода.

Опыт применения кода БЕРКУТ

Опытная эксплуатация программы для ЭВМ БЕРКУТ-У осуществлялась в АО «ВНИИНМ» в 2017 г. и 2018 г. В 2020 г. проводилось независимое тестирование программ для ЭВМ БЕРКУТ-У и БЕРКУТ-И в АО «ВНИИНМ» и АО «НИКИЭТ» соответственно.

Автономные версии программ БЕРКУТ-У и БЕРКУТ-И использовались для обоснования возможности продления облучения экспериментальных сборок с твэлами со СНУП топливом в РУ БН-600, для претестовых расчетов экспериментов с импульсным вводом мощности, которые планируются в реакторе ИГР, для оценки влияния изменения отдельных технологических параметров СНУП топлива (размера зерен, концентрации кислорода, размера газового зазора и других параметров) на повышение выгорания с сохранением работоспособности твэлов.

Программа для ЭВМ БЕРКУТ используется в качестве твэльного модуля интегрального кода ЕВКЛИД, предназначенного для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями, который позволяет моделировать поведение РУ БР в условиях нормальной эксплуатации (в стационарных и переходных режимах работы) и при проектных авариях путем выполнения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчётов.

ПРАВООБЛАДАТЕЛЬ
Российская Федерация, от имени которой выступает ГК «Росатом», и ИБРАЭ РАН.

РАЗРАБОТЧИКИ
ИБРАЭ РАН