Диссертация
№ 424012400064-5

Эффективные расчетные модели нейтронно-физических характеристик высокотемпературных ядерных реакторов, верифицированные на экспериментах стенда АСТРА

24.01.2024

Диссертационная работа посвящена разработке и верификации расчетных моделей высокотемпературных ядерных реакторов с насыпной активной зоной. В работе обобщены и проанализированы результаты экспериментов, проведенных на критическом стенде АСТРА в обоснование нейтронно физических характеристик проектов реакторов ВТГР, а также выполненных ранее расчетов. Представлены результаты расчетного анализа стационарных экспериментов по определению параметров критичности, характеристик органов регулирования и пространственных распределений скоростей реакций деления U-235 с помощью интеллектуальной системы SHIPR и с помощью программы MCU-HTR, реализующей метод Монте-Карло. Представлены результаты расчетного анализа нестационарных экспериментов по определению кинетических параметров с помощью интеллектуальной системы SHIPR. Разработана методика кросс-верификации программ, реализующих метод Монте-Карло применительно к системам ВТГР. Разработаны рекомендации по сравнению расчетов с разными библиотеками ядерных данных с учетом борного эквивалента для стенда АСТРА. Предложена и применена методика подготовки констант для диффузионных расчетов реакторов типа ВТГР с шаровыми твэлами с использованием программ, реализующих метод Монте Карло.
ГРНТИ
58.33.05 Расчеты ядерных реакторов
58.33.37 Экспериментальные исследования ядерных реакторов
58.33.17 Ядерные реакторы по конструкции, энергетическому спектру нейтронов и типу теплоносителя
Ключевые слова
ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ
МЕТОД МОНТЕ КАРЛО
МНОГОГРУППОВОЕ ДИФФУЗИОННОЕ ПРИБЛИЖЕНИЕ
ПРОСТРАСТВЕННАЯ КИНЕТИКА
ЧИСЛЕННЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР
Детали

Автор
Кругликов Антон Евгеньевич
Вид
Кандидатская
Целевое степень
Кандидат технических наук
Дата защиты
27.12.2023
Организация защиты
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ "МИФИ"
Организация автора
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ "МИФИ"
Похожие документы
Эффективные расчетные модели нейтронно-физических характеристик высокотемпературных ядерных реакторов, верифицированные на экспериментах стенда АСТРА
0.936
Диссертация
ВЫПОЛНЕНИЕ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТА
0.913
ИКРБС
АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ПО ТЕМЕ «ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК НА СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРАХ ВОДЫ» И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ
0.913
ИКРБС
Расчетное обоснование основных нейтронно-физических параметров исследовательского реактора со сверхкритическим давлением водяного теплоносителя
0.911
Диссертация
УГЛУБЛЕННЫЙ РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ НА СТЕНДЕ БФС-2, ВЫПОЛНЕННЫХ НА СБОРКЕ БФС-88-2
0.909
ИКРБС
Предтестовые расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны с МОКС-топливом с гетерогенной компоновкой и измеряемых характеристик на критической сборке БФС-2
0.908
ИКРБС
РАЗРАБОТКА РАСЧЕТНОЙ СХЕМЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР-С ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ СВЯЗАННОГО 3D НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА И ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯЧЕЙКОВОЙ МОДЕЛИ ПРИ АНАЛИЗЕ ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ
0.907
ИКРБС
Предтестовые расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны со СНУП-топливом и измеряемых характеристик на критической сборке БФС-2
0.906
ИКРБС
Исследования в области ядерной техники и технологий
0.906
ИКРБС
ПОДГОТОВКА ТЕСТОВ ДЛЯ КРОСС-ВЕРИФИКАЦИИ СВЯЗАННЫХ НЕЙТРОННО-ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОГРАММ ПО РАСЧЕТУ ПОЛЕЙ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ, КОЭФФИЦИЕНТОВ И ЭФФЕКТОВ РЕАКТИВНОСТИ
0.905
ИКРБС