Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/29306
Название: Улучшение параметров реактора СМ-3 путем использования «водяных» твэлов
Авторы: Полюга, Максим Николаевич
Научный руководитель: Чертков, Юрий Борисович
Ключевые слова: реактор СМ-3; улучшение нейтронно-физических параметров; водяные твэлы; коэффициент неравномерности; распределение нейтронов; SM-3 reactor; the improvement of the neutron-physical parameters; water fuel elements; non-uniformity coefficient; neutron distribution
Дата публикации: 2016
Библиографическое описание: Полюга М. Н. Улучшение параметров реактора СМ-3 путем использования «водяных» твэлов : дипломный проект / М. Н. Полюга ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ), Кафедра физико-энергетических установок (№21) (ФЭУ) ; науч. рук. Ю. Б. Чертков. — Томск, 2016.
Аннотация: Выпускная квалификационная работа включает в себя включает в себя 110 страниц, 15 рисунков , 8 таблиц, приложение А,Б. Ключевые слова : реактор СМ-3 , улучшение нейтронно-физических параметров, водяные твэлы, коэффициент неравномерности, распределение нейтронов. Объектом исследования является исследовательский реактор СМ-3. Цель работы - оценка нейтронно‑физических параметров реактора СМ с ТВС, содержащими водяные полости, определение изменения плотности потоков нейтронов в экспериментальных каналах реактора при переходе на такие сборки. В процессе работы проводилась оценка изменения распределения нейтронов в активной зоне реактора СМ-3 в следствии использования водяных твэлов.
Final qualifying work includes includes 110 pages, 15 figures, 8 tables, Annex A, B. Keywords: SM-3 reactor, the improvement of the neutron-physical parameters, water fuel elements, non-uniformity coefficient, neutron distribution. The object of research is a research reactor SM-3. Purpose - to estimate the neutron-physical parameters of the SM reactor with fuel assemblies containing water cavity, detecting neutron flux density in the experimental reactor channels in the transition to such assembly. In the process, the estimation of changes in distribution of the neutrons in the core of the SM-3 reactor in consequence of the use of water fuel rods.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/29306
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
TPU209497.pdf837,88 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


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