В данной работе представлены результаты впервые выполненного трехмерного связанного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета активной зоны концептуального проекта высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем (ВРТТ). Расчет выполнен с целью выбора стационарной топливной загрузки реактора, расположения органов системы управления и защиты (СУЗ), определения основных теплотехнических и нейтронно-физических характеристик активной зоны ВРТТ. На основании результатов расчетных исследований проведено уточнение предварительно оцененных геометрических характеристик активной зоны, а также выбран нуклидный состав свежего топлива подпитки для стационарной топливной загрузки.
