Нейтронно-физический расчет реактора типа УГР

Abstract

Выпускная квалификационная работа содержит 116 с., 1 рис., 27 табл., 9 источников, 4 прил., 2 чертежа. Ключевые слова: ядерный реактор, защита, доза, нейтронно-физический расчет, многогрупповой расчет, спектр потоков, ценность нейтронов. Объектом исследования является ядерный реактор мощностью 1470 МВт с MOX топливом и обогащением 2,1 % и с натриевым теплоносителем. Цель работы – выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям. В результате исследования произведён нейтронно-физический расчет данного реактора, в частности оценены размеры активной зоны, рассчитаны коэффициенты размножения «холодного» и «горячего» реакторов.

Final qualification work contains 116 pages, 1 fig., 27 tab., 9 sources, 4 enc., 2 drawings. Keywords: nuclear reactor, protection, dose, neutron and physical calculation, multigroup calculation, range of flows, value of neutrons. Object of research is the nuclear reactor capacity of 1470 MW with MOX fuel and enrichment of 2,1% and with the sodium heat carrier. The work purpose – accomplishment of neutron and physical calculation of the reactor consisting in physical reasons for a design and determination of set of the physical parameters meeting the delivered requirements. As a result of research neutron and physical calculation of this reactor is made, in particular the sizes of an active zone are estimated, coefficients of reproduction of "cold" and "hot" reactors are calculated.