Выводы. 
Оценка эффективности двухгруппового метода расчета нейтронно-физических характеристик на текущую микрокампанию

В данном проекте была рассмотрена двухгрупповая модель расчета нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Все характеристики просчитывались с учетом конструкционных особенностей и с учетом картограммы для 27-топливной загрузки 3-го блока КолАЭС. Был произведен анализ на сходимость результатов с альбомом НФХ 3−27, в результате получили приемлемую точность. Следует отметить, что расчет для альбома НФХ осуществляется по комплексному вычислительному программному обеспечению «ПЕРМАК», который рассчитывает характеристики активной зоны по четырехгрупповой модели с учетом трехзонной геометрии.

В дополнительных разделах ВКР произвели:

• — модернизацию приборов контроля и регулирования автоматической системы регулирования мощности;
• — рассмотрели вопросы безопасности при проектировании схем и заданий;
• — рассчитали капиталовложения и прибыль станции с учетом внедрения системы «ВВЭР СВШД».

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

• 1. Альбом нейтронно-физических характеристик 27-ой топливной загрузки 3-го блока Кольской АЭС. Для оперативного персонала. ОЯБиН, 2013;71с.
• 2. Техническое обоснование «Рабочие кассеты поколения 2+». РЦ, ОЯБиН, 2013;194с.
• 3. Беляев С. А., Кузьмин А. В. Методика теплового и нейтронно-физического расчетов реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Томск, изд. ТПИ им. С. М. Кирова, 1981. — 81с.
• 4. Митенков Ф. М., Понамарев-Степной Н.Н., Антоновский Г. М. и др. Водяной повышенной безопасности энергетический реактор ВПБЭР-600 для атомных станций нового поколения. — Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 1, с. 6−13.
• 5. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. — 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — 352 с.: ил.
• 6. АС нового поколения. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБЭР-600. Глинских О. Запорожская АЭС, инженер.
• 7. Кириллов П. Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам: (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П. Л. Кириллов, Ю. С. Юрьев, В. П. Бобков. — 2-е изд., испр. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — 360 с.
• 8. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учебник для вузов. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с.: ил.
• 9. Кириллов П. Л., Терентьева М. И., Денискина Н. Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное справочное пособие для студентов специальностей: 14.03.05 — Ядерные реакторы и энергетические установки, 14.04.04. — Атомные электрические станции и установки / Под общ. ред. проф. П. Л. Кириллова; 2-е изд. перераб. и доп. — М.: ИздАт, 2007. — 200 с.
• 10. Топливо и материалы ядерной техники: учебное пособие / Л. А. Беляев, А. В. Воробьев, П. М. Гаврилов, Д. В. Гвоздяков, В. Е. Губин; Томский политехнический университет. — Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2010. — 275 с.
• 11. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие / В. И. Бойко, Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, Г. Н. Колпаков; Томский политехнический университет. — Томск: Изд-во ТПУ, 2002. — 192 с.: ил. — Библиогр.: с. 188−189.
• 12. Кузьмин А. В. Основы теории переноса нейтронов (лабораторный практикум): учебное пособие / А. В. Кузьмин. — Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2007. — 192 с.
• 13. Владимиров В. И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Изд. 5-е, перераб. и доп. — М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ», 2009. — 480 с.
• 14. Подготовка параметров к нейтронно-физическому расчету реактора на тепловых нейтронах: метод. указ. / сост. А. В. Кузьмин. — Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2009. — 61 с.
• 15. Алешин В. С. Судовые ядерные реакторы: учебное пособие / В. С. Алешин, Н. М. Кузнецов, А. А. Саркисов. — Л.: Судостроение, 1968. — 491 с.: ил. — Библиогр.: с. 486−489.
• 16. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: учебное пособие / Г. Г. Бартоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С. Алтухов. — 2-е изд, перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 512 с.
• 17. Алексеев А. В., Кузьмин А. В. К расчету возраста нейтронов деления в металло-водных смесях. — М.: Известия Томский политехнический университет, 2007. — с. 15−19
• 18. Конструирование ядерных реакторов: учебное пособие / И. Я. Емельянов, В. И. Михан, В. И. Солонин и др.; Под ред. Н. А. Доллежаля. — М.: Энергоиздат, 1982. — 398 с.: ил.
• 19. Кириллов П. Л. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках: учебное пособие для вузов / П. Л. Кириллов, Г. П. Богословская. — 2-е изд., перераб. — М.: ИздАт, 2008. — 256 с.: ил. — Библиогр.: с. 250. — Условные обозначения: с. 5−8.
• 20. Пособие по реакторной физике для персонала. Кольская АЭС, 2003;86с.
• 21. Учебная документация для Кольской АЭС: физические основы эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР-440. УТП Кольской АЭС, 1997;80с.
• 22. «Кассеты рабочие и сборки тепловыделяющие». Технические условия. Ту 95 2808−2002 (заводской номер 440.15.000).
• 23. Технологический регламент эксплуатации 3 энергоблока Кольской АЭС с реактором ВВЭР-440 В-213), № 4−48−09ИЭ-05.
• 24. Федеральный закон «Об основах охраны труда в Российской Федерации» От 17.07.99 № 181 — ФЗ.
• 25. ГОСТ 12.1.030−91. ССБТ. Электробезопасность. Защитное заземление, зануление. Введ. 01.01.1992. — М.: Изд-во стандартов, 1992. 54 с.
• 26. НПБ 105−03. Определение категорий зданий и сооружений по взрывои пожароопасности. Введ. 01.08.2003. — М.: МЧС России, 2003.
• 27. Батов В. В., Корякин Ю. И. Экономика ядерной энергетики. — М.: Атомиздат 1969.