Geri Dön

Нейтронная физика, метод монте-карло, serpent, ввэр-1200,глубина выгорания топлива, принципы работы ядерного реактора, продление срока кампании, поглотители ядерного топлива, толерантное топливо

Başlık çevirisi mevcut değil.

PDF İndir

  1. Tez No: 770551
  2. Yazar: MEHMET SARIARSLAN
  3. Danışmanlar: Belirtilmemiş.
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Physics and Physics Engineering, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2022
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Peter the Great St. Petersburg Polytechnic University
  10. Enstitü: Yurtdışı Enstitü
  11. Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 70

Özet

В данной работе рассмотрены и анализированы нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР. Еще и рассмотрены на актуальные модернизации для реактора ВВЭР. Эта работа содержит 3 разные расчёты для сравнения и анализирования. Первый расчёт содержит основные характеристики реактора ВВЭР-1200. Второй расчёс содержит характеристики толерантного топлива. Третий расчёт содержит обогащенный поглотитель. В ходе данной работы сделаны расчёты с помощью компьютерной программы SERPENT, в основе которой принадлежит метод Монте-Карло. С помощью этой программы сделаны эти расчёты. Эти расчёты содержат геометрические выводы, коэффициенты размножения нейтронов, глубины выгорания топлива, изменения масс урана и плутония, изменение массы поглотителя и отравление продуктами деления. В конечном итоге анализированы и сравнены результаты этих расчётов и проверены результаты расчёта с теорией нейтронной физики ядерного реактора.

Özet (Çeviri)

In this work the neutron-physical characteristics of a VVER-type reactor are reviewed and analyzed. Also, the current upgrades for the PWR reactor are considered. This paper contains 3 different calculations for comparison and analysis. The first calculation contains the basic characteristics of the VVER-1200 reactor. The second calculation contains the characteristics of tolerant fuel. The third calculation contains the enriched absorber. In the course of this work, calculations are made using the SERPENT computer program, which is based on the Monte Carlo method. With the help of this program these calculations are made. These calculations contain geometric conclusions, neutron multiplication factors, fuel burnup depths, uranium and plutonium mass changes, absorber mass changes and fission product poisoning. Finally, the results of these calculations are analyzed and compared and the results of the calculations are checked against the theory of nuclear reactor neutron physics.

Geri Dön