Русский / English 
NUCLEAR SAFETY INSTITUTE OF THE
RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES
INSTITUTERESEARCHPROJECTSSCIENCE AND EDUCATIONNEWSCONTACTS
 

BERKUT


Твэльный код БЕРКУТ предназначен для механистического описания поведения одиночного твэла контейнерного типа с таблеточным оксидным (диоксид урана или смешанное оксидное уран-плутониевое) и нитридным (мононитридное или смешанное нитридное уран-плутониевое) топливом, с газовым и металлическим подслоем в штатных, переходных и аварийных режимах перспективных активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (БН-600, БН-800, БРЕСТ-ОД-300, СВБР-100 и др.). Код аттестован в Ростехнадзоре (аттестационный паспорт программного средства №451 от 24.10.2018 г.) и может быть использован:

  • в составе интегрального кода (ЕВКЛИД) совместно с теплогидравлическим, нейтронно-физическим и другими модулями;
  • как самостоятельный расчетный код и инструмент для решения следующих задач:
    • постановка, обоснование и сопровождение реакторных и электротермических испытаний топлива в экспериментальных твэлах;
    • анализ результатов испытаний топлива;
    • оптимизация топливной композиции и материала оболочки;
    • прогнозирование ресурсной работоспособности топлива и твэла;
  • для проведения статистических расчетов, позволяющих:
    • получить оценку влияния отклонений конструкторско-технологических параметров, неопределенностей в свойствах материалов и режимах работы реактора на термомеханическое состояние твэла;
    • провести расчетные статистические исследования для оценки разброса в состоянии твэлов а.з. быстрых реакторов;
    • определить параметры физических моделей, имеющих наибольшее влияние на результаты расчетов и требующих надежного определения.

Модели кода основаны на современных представлениях о механизмах, управляющих основными физико-химическими процессами, протекающими в твэле. Код является мультимасштабным: описываемые объекты характеризуются размерами в диапазоне от 1 нм до 1 м.

Модель расчетного кода БЕРКУТ

На микроуровне код описывает эволюцию микроструктуры топлива в масштабе топливного зерна:

  • вакансионные/межузельные поля, зарождение и рост дислокационной сетки и газонаполненной пористости;
  • генерацию продуктов деления, их радиоактивные взаимопревращения, перенос и выход из топливных зерен;
  • формирование химических соединений и фаз.

На мезоуровне модели кода описывают процессы в масштабе топливной таблетки:

  • массоперенос продуктов деления, кислорода или азота;
  • эволюцию технологической пористости и формирование столбчатых зерен;
  • выход продуктов деления за счет механизмов отдачи и выбивания.

На макроуровне код описывает термомеханическое поведение твэла как целого:

  • теплопередачу внутри твэла и теплообмен с теплоносителем;
  • распределение температуры в топливе, газовом зазоре и оболочке твэла;
  • эволюцию напряженно-деформированного состояния топлива и оболочки, механическое состояние оболочки, время и причины разгерметизации;
  • газовое давление под оболочкой, состав и активность газообразных продуктов деления  вышедших из топлива под оболочку твэла;
  • концентрации и активность газообразных продуктов деления, выходящих в теплоноситель при разгерметизации.

В 2019 году завершена разработка усовершенствованной версии твэльного кода БЕРКУТ-У, предназначенного для определения параметров твэлов, облучаемых в активных зонах экспериментальных, действующих и проектируемых установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Код позволяет моделировать твэлы с UO2, смешанным оксидным уран-плутониевым (МОКС) и смешанным нитридным уран-плутониевым (СНУП) топливом, газовым и жидкометаллическим подслоем. 

Наиболее важными моделями кода, не имеющими аналогов в отечественных и зарубежных программах, являются:

  • модель поведения дефектов кристаллической решётки, описывающая поведение точечных и протяженных дефектов в топливе и, в конечном итоге, — зарождение и развитие газонаполненной пористости;
  • модель наработки и транспорта нескольких сотен наиболее важных радионуклидов, образующихся в топливе при облучении;
  • термодинамическая модель облученного топлива, оперирующая с сотней химических соединений продуктов деления (ПД) при облучении и описывающая распределение ПД по молекулярным и фазовым состояниям с учетом их радиоактивных взаимопревращений.

Расчетный код валидирован на обширном экспериментальном материале для оксидного топлива, включая интегральные и ампульные тесты. Для валидации нитридной версии модуля использовались уникальные данные по облучению сборок в реакторах БОР-60 и БН-600. Код передан на аттестацию в ФБУ «НТЦ ЯРБ».

С использованием кода БЕРКУТ-У выполнены обоснования возможности продления облучения экспериментальных тепловыделяющих сборок со СНУП топливом в РУ БН-600.

Моделирование эксперимента БОРА—БОРА


© Отделение разработки программного обеспечения для анализа безопасности АЭС



Теги: описание поведения твэла Расчетный код реактор на быстрых нейтронах твэльный код
IBRAE RAN © 2013 Site map | Feedback