Детальная информация

Название: Тепловой расчет по обоснованию безопасности установки с реактором ВВЭР-1200 с обесточиванием АЭС: выпускная квалификационная работа специалиста: направление 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы» ; образовательная программа 14.05.01_01 «Ядерные реакторы»
Авторы: Семиков Булат Сергеевич
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: Атомные электрические станции; Ядерные реакторы — Тепловой контроль; система пассивного отвода тепла; остаточное тепловыделение; активная зона; system passive heat removal system; recovery heat; core
УДК: 621.311.25; 621.039.517.6
Тип документа: Выпускная квалификационная работа специалиста
Тип файла: PDF
Язык: Русский
Уровень высшего образования: Специалитет
Код специальности ФГОС: 14.05.01
Группа специальностей ФГОС: 140000 - Ядерная энергетика и технологии
DOI: 10.18720/SPBPU/3/2022/vr/vr23-1718
Права доступа: Доступ по паролю из сети Интернет (чтение)
Ключ записи: ru\spstu\vkr\23144

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: «Тепловый расчет по обоснованию безопасности установки с реактором ВВЭР-1200 с обесточиванием АЭС».Задачи, решаемые в ходе работы: В работе исследованы геометрические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора типа ВВЭР при нормальной эксплуатации. Рассмотрена система пассивного отвода остаточного тепловыделения, проанализирована работа системы при авариях, связанных с обесточиванием энергоблока. Рассмотрен сценарий аварии при полной потере электроснабжения станции. Аналитическим и численным методами рассчитаны для разного момента времени мощность остаточного тепловыделения, режимы течения теплоносителя и температурные поля по высоте активной зоны реактора. Итогом работы стало обоснование надежности активной зоны реактора при условии нормальной работы системы пассивного теплоотвода с точки зрения запаса до кризиса теплообмена и допустимых температур топлива и оболочки, обеспечивающих герметичность тепловыделяющих элементов, что обеспечивает радиационную безопасность.

Topic of the final qualification work: "Thermal calculation for the safety justification of the installation with the VVER-1200 reactor with NPP de-energization". Tasks solved in the course of work:Geometric and thermal-hydraulic characteristics of the active zone of a VVER-type reactor during normal operation have been studied. The system of passive removal of residual heat is considered, the operation of the system is analyzed in case of accidents associated with a blackout of the power unit. The scenario of an accident with a complete loss of power supply to the station is considered. Analytical and numerical methods are used to calculate the power of residual heat release, coolant flow regimes and temperature fields along the height of the reactor core for different points in time. The result of the work was the substantiation of the reliability of the reactor core under the condition of normal operation of the passive heat removal system in terms of the reserve before the heat transfer crisis and the allowable temperatures of the fuel and cladding, which ensure the tightness of the fuel elements, which ensures radiation safety.

Права на использование объекта хранения

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

Статистика использования

stat Количество обращений: 4
За последние 30 дней: 0
Подробная статистика