Нейтронно-физический расчет реактора типа ВВЭР

Abstract

Объектом исследования является водо-водяной реактор с водным теплоносителем. Цель работы – выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям. Основные конструктивные, технологические и эксплуатационные характеристики: ядерный реактор, мощностью 3300 МВт, с топливом UО2 и обогащением 4,4 %, с водным теплоносителем, использующий в качестве конструкционных материалов сплав циркония и ниобия марки Э110.

The object of this study is pressurized water reactor with a water-cooled. Purpose - to perform neutronic reactor calculation, consisting in the physical basis of design and the definition of the set of physical parameters that satisfy the requirements. The basic constructive, technological and operational characteristics: a nuclear reactor, with a capacity of 3300 MW, with UO2 fuel and enrichment 4.4%, water-cooled, is used as structural materials of zirconium and niobium alloy E110 brand.