Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/28621
Название: Нейтронно-физический расчет реактора типа УГР
Авторы: Луцик, Игорь Олегович
Научный руководитель: Семенов, Андрей Олегович
Ключевые слова: энергетический реактор; уран-графитовый реактор; нейтронно-физический расчет; многогрупповой расчет; теплогидравлический расчет; power reactors; uranium-graphite reactor; neutron-physical calculation; multigroup calculation; thermal and hydraulic calculation
Дата публикации: 2016
Библиографическое описание: Луцик И. О. Нейтронно-физический расчет реактора типа УГР : дипломный проект / И. О. Луцик ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ), Кафедра физико-энергетических установок (№21) (ФЭУ) ; науч. рук. А. О. Семенов. — Томск, 2016.
Аннотация: Объектом исследования является реактор типа УГР тепловой мощностью 5400 МВт с топливом в виде диоксида урана обогащением 1,8 % и теплоносителем в виде легкой воды. Цель работы – выполнить оценочный нейтронно-физический расчет реактора, состоящий в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющий поставленным требованиям. В процессе исследования проводились оценка параметров «холодного» и «горячего» реактора; многогрупповой расчет; оценка изменений нуклидного состава. В результате исследования была проведена оценка нейтронно-физических и характеристик реактора. Основные конструктивные, технологические и технико-эксплуатационные характеристики: топливо диоксид урана; теплоноситель легкая вода; замедлитель графит; температура на входе/выходе из активной зоны 250/284 С; материал оболочек ТВЭЛ и кассет сплав Zr + 2,5% Nb.
The object of study is the reactor type UGR heat capacity of 5400 MW with fuel in the form of uranium dioxide enriched to 1.8% and the coolant is light water. The aim of this work is to perform an evaluation of neutron-physical calculation of the reactor consisting in a physical rationale for the design and definition of a set of physical parameters that meet the requirements. In the process of research was conducted to estimate parameters for the "cold" and "hot" reactor; multigroup calculation; evaluation of changes in nuclide composition. The study was the evaluation of neutron and physical characteristics of the reactor. The basic constructive, technological and technical-operational characteristics: the fuel is uranium dioxide; heat transfer light water; graphite moderator; the temperature at the outlet from active zone 250/284 With; material of fuel element cladding and cassettes of alloy Zr + 2.5% Nb.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/28621
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
TPU209769.pdf382,97 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.