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.

Детальная информация

Название: Проект высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ВТГР-100: выпускная квалификационная работа специалиста: 14.05.01 - Ядерные реакторы и материалы ; 14.05.01_01 - Ядерные реакторы
Авторы: Скворцов Кирилл Вячеславович
Научный руководитель: Панкин Александр Михайлович
Другие авторы: Свецинская Татьяна Григорьевна
Организация: Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт промышленного менеджмента, экономики и торговли
Выходные сведения: Сосновый Бор, 2019
Коллекция: Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Тематика: 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
Тип документа: Выпускная квалификационная работа специалиста
Тип файла: PDF
Язык: Русский
Код специальности ФГОС: 14.05.01
Группа специальностей ФГОС: 140000 - Ядерная энергетика и технологии
Ссылки: Приложение; Отзыв руководителя; Рецензия; Отчет о проверке на объем и корректность внешних заимствований
DOI: 10.18720/SPBPU/3/2019/vr/vr19-44
Права доступа: Свободный доступ из сети Интернет (чтение, печать, копирование)

Разрешенные действия:

Действие 'Прочитать' будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети Действие 'Загрузить' будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети

Группа: Анонимные пользователи

Сеть: Интернет

Аннотация

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.

Права на использование объекта хранения

Место доступа Группа пользователей Действие
Локальная сеть ИБК СПбПУ Все Прочитать Печать Загрузить
Интернет Авторизованные пользователи Прочитать Печать Загрузить
-> Интернет Анонимные пользователи

Статистика использования

stat Количество обращений: 120
За последние 30 дней: 0
Подробная статистика