Код БЕРКУТ: БЕРКУТ-И (инженерная версия) и БЕРКУТ-У (усовершенствованная версия)
•Назначение
•Обеспечивает проведение расчетного моделирования напряженно-деформированного состояния и температурного распределения в стержневых тепловыделяющих элементах (твэлах) с нитридным или оксидным топливом и поглощающих элементов (пэлов) с поглотителем из карбида бора или титаната диспрозия c газовым или жидкометаллическим подслоем при облучении в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
Моделирование
•Результаты моделирования с помощью кодов позволяют проводить анализ состояния и поведения твэлов и пэлов в процессе облучения в быстром реакторе, а также делать вывод о возможных причинах нарушения их работоспособности.
- Верификация и валидация
- 7 аналитических задач, кросс-верификация с конечно-элементным решателем MSC.Marc.
- Данные послереакторных исследований твэлов и пэлов, облученных в быстрых реакторах БОР-60, БН-600 (78 твэлов и 6 пэлов).
•Код аттестован в Ростехнадзоре (инженерная и усовершенствованная версии) для расчета температуры, напряженно-деформированного и механического состояния твэлов реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
- Публикации
По кодам выпущен ряд публикаций в ведущих отечественных и зарубежных журналах:
- M.S. Veshchunov, R. Dubourg, V.D. Ozrin, V.E. Shestak, V.I. Tarasov. Mechanistic modelling of urania fuel evolution and fission product migration during irradiation and heating, Journal of Nuclear Materials 362 (2007) 327–335, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.01.081.
- A.V. Boldyrev, A.P. Dolgodvorov, I.O. Dolinskiy, V.D. Ozrin, V.I. Tarasov, S.Yu. Chernov. “BERKUT – best estimate code for modelling of fast reactor fuel rod behaviour under normal and accidental conditions”, Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development FR17 (Proc. Int. Conf., Yekaterinburg, 2017), IAEA, Vienna (2018), Paper CN245-363.
- D.P. Veprev, A.V. Boldyrev , S.Yu. Chernov, N.A. Mosunova. Development and validation of the BERKUT fuel rod module of the EUCLID/V1 integrated computer code, Annals of Nuclear Energy 113 (2018) 237–245, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.11.038.
- A.V. Boldyrev, A.V. Zadorozhnyi, V.D. Ozrin, V.I. Tarasov, I.O. Dolinskii, S.Yu. Chernov. BERKUT code validation on post-reactor studies of irradiated BN-600 fuel rods with mixed uranium-plutonium nitride fuel, Atomic Energy 127 5 (2020) 356–361, https://doi.org/10.1007/s10512-020-00636-0.
- D.P. Veprev, A.V. Boldyrev, S.Yu. Chernov. Validation of the BERKUT fuel rod module against mixed nitride fuel experimental data, Annals of Nuclear Energy 113 (2018) 237–245, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.11.038.
- A.V. Zadorozhnyi, V.D. Ozrin, V.I. Tarasov, A.P. Dolgodvorov, A.V. Boldyrev, E.G. Belendriasova, I.O. Dolinskiy, P.V. Polovnikov, V.E. Shestak. “Mechanistic fuel code BERKUT-U: self-consistent modeling of fuel rods thermomechanical behavior and processes in the fuel of fast breeder reactors”, International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles FR22: Sustainable Clean Energy for the Future (Proc. Int. Conf., Vienna, 2022), IAEA, Vienna (2022), Paper CN291-94.
- A.V. Boldyrev, A.P. Dolgodvorov, I.O. Dolinskiy, V.D. Ozrin, P.V. Polovnikov, V.E. Shestak, V.I. Tarasov, A.V. Zadorozhnyi. Fuel performance code BERKUT-U to simulate the in-pile behaviour of a single oxide or nitride fuel rod for fast reactors, Journal of Nuclear Materials 603 (2025) 155417, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155417.
Больше информации:
