Детальная информация

Название: Анализ характеристик корпуса реактора ВВЭР-1200 при тепловом ударе: выпускная квалификационная работа магистра: направление 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика» ; образовательная программа 14.04.01_01 «Проектирование, эксплуатация и инжиниринг АЭС»
Авторы: Актюрк Акын
Научный руководитель: Егоров Михаил Юрьевич
Организация: Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики
Выходные сведения: Санкт-Петербург, 2022
Коллекция: Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Тематика: корпус реактора; тепловой удар; напряжение; reactor vessel; thermal shock; stress
Тип документа: Выпускная квалификационная работа магистра
Тип файла: PDF
Язык: Русский
Уровень высшего образования: Магистратура
Код специальности ФГОС: 14.04.01
Группа специальностей ФГОС: 140000 - Ядерная энергетика и технологии
DOI: 10.18720/SPBPU/3/2022/vr/vr22-4059
Права доступа: Доступ по паролю из сети Интернет (чтение)
Дополнительно: Новинка
Ключ записи: ru\spstu\vkr\18240

Разрешенные действия:

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

Группа: Анонимные пользователи

Сеть: Интернет

Аннотация

Тема выпускной квалификационной работы: «Анализ характеристик корпуса реактора ВВЭР-1200 при тепловом ударе».Исследование включает анализ корпуса реактора ВВЭР-1200 в условиях теплового удара.Термический удар (напряжение) может привести к чрезмерным температурным градиентам на материалах, что приводит к чрезмерным напряжениям. Эти напряжения могут состоять из напряжения растяжения, которое представляет собой напряжение, возникающее из-за сил, действующих в противоположных направлениях, стремящихся разорвать материал, и напряжения сжатия, которое представляет собой напряжение, возникающее из-за сил, действующих в противоположных направлениях, стремящихся сжать материал. Эти напряжения, циклические по своей природе, могут привести к усталостному разрушению материалов.Проведен анализ процессов, которые могут возникнуть в случае теплового удара в корпусе реактора. Выполнено сравнение результатов анализа. Исследование проводилось в компьютерной среде на модели корпуса реактора ВВЭР-1200, который будет использоваться на строящейся АЭС «Аккую» в Турции. Для анализа использовалось программное обеспечение ANSYS Fluent, а для 3D-проектирования — SOLIDWORKS.Обсуждаются полученные в результате расчетов данные со сравнительным анализом и интерпретацией полученных результатов.

This study includes an analysis of the VVER-1200 reactor pressure vessel under thermal shock conditions.Thermal shock (stress) can lead to excessive temperature gradients on materials resulting in excessive stresses. These stresses may consist of tensile stress, which is the stress due to forces acting in opposite directions, tending to break the material, and compressive stress, which is the stress due to forces acting in opposite directions, tending to compress material. These stresses, cyclic in nature, can lead to fatigue failure of materials.An analysis was made of the processes that can occur in the event of a thermal shock in the reactor pressure vessel. The analysis results are compared. The study was carried out in a computer environment on a model of the VVER-1200 reactor vessel, which will be used at the Akkuyu NPP under construction in Turkey. ANSYS Fluent was used for analysis and SOLIDWORKS was used for 3D design.The data obtained as a result of calculations are discussed with a comparative analysis and interpretation of the results obtained.

Права на использование объекта хранения

Место доступа Группа пользователей Действие
Локальная сеть ИБК СПбПУ Все Прочитать
Внешние организации №2 Все Прочитать
Внешние организации №1 Все
Интернет Авторизованные пользователи СПбПУ Прочитать
Интернет Авторизованные пользователи (не СПбПУ, №2) Прочитать
Интернет Авторизованные пользователи (не СПбПУ, №1)
-> Интернет Анонимные пользователи

Статистика использования

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