Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/75227
Полная запись метаданных
Поле DCЗначениеЯзык
dc.contributor.advisorЧертков, Юрий Борисовичru
dc.contributor.authorИгнатов, Иосиф Александровичru
dc.date.accessioned2023-06-01T03:27:08Z-
dc.date.available2023-06-01T03:27:08Z-
dc.date.issued2023-
dc.identifier.citationИгнатов И. А. Исследование влияния обогащения топлива на нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР-СКД : бакалаврская работа / И. А. Игнатов ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Инженерная школа ядерных технологий (ИЯТШ), Отделение ядерно-топливного цикла (ОЯТЦ) ; науч. рук. Ю. Б. Чертков. — Томск, 2023.-
dc.identifier.urihttp://earchive.tpu.ru/handle/11683/75227-
dc.description.abstractДанная работа содержит исследование влияния различного обогащения ядерного топлива на нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР-СКД, рассчитаны длительности кампаний и начальные запасы реактивности для разного обогащения топлива, также оценено влияние твердого замедлителя гидрида циркония на спектр плотности потока нейтронов.ru
dc.description.abstractThis work contains a study of the effect of different nuclear fuel enrichment on the neutron-physical characteristics of a VVER-SKD reactor, the duration of campaigns and initial reactivity margins for different fuel enrichment are calculated, and the effect of a solid zirconium hydride moderator on the neutron flux density spectrum is also estimated.en
dc.format.mimetypeapplication/pdf-
dc.language.isoruen
dc.rightsinfo:eu-repo/semantics/openAccess-
dc.subjectядерный реакторru
dc.subjectсверхкритические параметрыru
dc.subjectнейтронно-физический расчетru
dc.subjectобогащениеru
dc.subjectзапас реактивностиru
dc.subjectnuclear reactoren
dc.subjectsupercritical parametersen
dc.subjectneutron-physical calculationen
dc.subjectenrichmenten
dc.subjectreactivity marginen
dc.titleИсследование влияния обогащения топлива на нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР-СКДru
dc.typeStudents work-
local.departmentНациональный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ)::Инженерная школа ядерных технологий (ИЯТШ)::Отделение ядерно-топливного цикла (ОЯТЦ)-
local.institut7863-
local.localtypeСтуденческая работа-
dc.subject.oksvnk14.03.02-
local.thesis.levelБакалаврru
local.thesis.disciplineЯдерные физика и технологии-
local.local-vkr-id1268966-
local.vkr-id52148-
local.stud-group0А93-
local.lichnost-id170227-
local.thesis.level-id1-
local.tutor-lichnost-id122992-
dc.subject.udc621.039.524.441:621.039.51-
Располагается в коллекциях:Выпускные квалификационные работы (ВКР)

Файлы этого ресурса:
Файл Описание РазмерФормат 
TPU1456333.pdf2,77 MBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


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