С 17 марта 2020 г. для ресурсов (учебные, научные, материалы конференций, статьи из периодических изданий, авторефераты диссертаций, диссертации) ЭБ СПбПУ, обеспечивающих образовательный процесс, установлен особый режим использования. Обращаем внимание, что ВКР/НД не относятся к этой категории.

Details

Title: Проект высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ВТГР-100: выпускная квалификационная работа специалиста: 14.05.01 - Ядерные реакторы и материалы ; 14.05.01_01 - Ядерные реакторы
Creators: Скворцов Кирилл Вячеславович
Scientific adviser: Панкин Александр Михайлович
Other creators: Свецинская Татьяна Григорьевна
Organization: Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт ядерной энергетики (филиал) ФГАОУ ВО "СПбПУ" г. Сосновый Бор
Imprint: Сосновый Бор, 2019
Collection: Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Subjects: ВТГР-100; газоохлаждаемый реактор; тепловая схема; нейтронно-физический расчет; метод четырехгруппового приближения; нейронная сеть; диагностика насоса; технико-экономические параметры; HTGR-100; gas-cooled reactor; steam flow diagram; neutron-physical calculation; four-group approximation method; thermal-hydraulic calculation; neural network; pump diagnosis; technical and ecnonomic parameters
Document type: Specialist graduation qualification work
File type: PDF
Language: Russian
Speciality code (FGOS): 14.05.01
Speciality group (FGOS): 140000 - Ядерная энергетика и технологии
Links: Приложение; Отзыв руководителя; Рецензия; Отчет о проверке на объем и корректность внешних заимствований
DOI: 10.18720/SPBPU/3/2019/vr/vr19-44
Rights: Свободный доступ из сети Интернет (чтение, печать, копирование)

Allowed Actions:

Action 'Read' will be available if you login or access site from another network Action 'Download' will be available if you login or access site from another network

Group: Anonymous

Network: Internet

Annotation

Настоящая дипломная работа посвящена разработке проекта атомной электрической станции с реакторами типа ВТГР суммарной электрической мощностью 400 МВт. Выполнен теплогидравлический расчет реакторной установки для обоснования теплотехнической надежности активной зоны. В результате нейтронно-физического расчета реакторной установки определены требуемые физические величины. Рассчитаны технико-экономические показатели и проведена оценка экономической эффективности данного проекта. Выбрано основное и вспомогательное оборудование. Рассмотрены основные мероприятия по охране труда. В качестве специального задания к проекту был рассмотрен вопрос диагностики насосного оборудования АЭС. Выполнена графическая часть дипломного проекта.

Subject of diploma project is a development of nuclear reactor HTGR-100 as the part of nuclear power plant (nameplate capacity is 400 MW). Thermal-hydraulic and neutron-physical calculations were carried out and was concluded that projected nuclear reactor is safe. Technical-economic parameters were evaluated and also main equipment of the nuclear power plant was choosen. Subject of special task is investigation of application of artificial neural networks to pump diagnosis. Also technical drawings of the nuclear power plant were completed.

Document access rights

Network User group Action
ILC SPbPU Local Network All Read Print Download
Internet Authorized users Read Print Download
-> Internet Anonymous

Document usage statistics

stat Document access count: 119
Last 30 days: 0
Detailed usage statistics