Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30021
Название: Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа ВТГР
Авторы: Рогов, Олег Александрович
Научный руководитель: Нестеров, Владимир Николаевич
Ключевые слова: ядерный реактор; нейтронно-физический расчет; многогрупповой расчет; флюенс нейтронов; критический флюенс; выработанный ресурс; nuclear reactor; neutron-physical calculation; calculation of multigroup; neutron fluence; critical fluence; developed resource
Дата публикации: 2016
Библиографическое описание: Рогов О. А. Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа ВТГР : дипломный проект / О. А. Рогов ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ), Кафедра физико-энергетических установок (№21) (ФЭУ) ; науч. рук. В. Н. Нестеров. — Томск, 2016.
Аннотация: Объектом исследования является высокотемпературный газовый реактор с гелиевым теплоносителем. Цель работы – выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям. В процессе исследования проводились расчеты нейтронно-физических характеристик реактора, на основании которых были получены расчетные данные, по работоспособности реакторного графита. В результате исследования были получены нейтронно-физические характеристики реактора заданного материального состава, оценены размеры активной зоны. Основные конструктивные, технологические и технико- эксплуатационные характеристики: ядерный реактор, мощностью 600 МВт, с топливом UО2 и обогащением 14 %, с гелиевым теплоносителем, использующий в качестве конструкционных материалов графит.
The object of study is high temperature gas reactor with a helium coolant. The purpose of the work – performance 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 investigation the calculations of neutron-physical characteristics of the reactor on the basis of which was obtained calculated data, the health of reactor graphite. The study results were obtained for the neutron-physical characteristics of reactor of specified material composition, the estimated size of the active zone. The basic constructive, technological and technical - operational characteristics: reactor power is 600 MW, with fuel and UO2 enriched to 14 %, with helium coolant, is used as constructional materials graphite.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30021
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
TPU216284.pdf836,59 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


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