Детальная информация

Название Расчет подогревателя высокого давления для ЯЭУ с ВВЭР: выпускная квалификационная работа бакалавра: направление 14.03.01 «Ядерная энергетика и теплофизика» ; образовательная программа 14.03.01_01 «Атомные электростанции и установки»
Авторы Кошелев Лев Николаевич
Научный руководитель Каминский Валерий Юрьевич
Организация Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики
Выходные сведения Санкт-Петербург, 2024
Коллекция Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Тематика подогреватель высокого давления; камерный тип; температура; давление; трубная доска; обечайка; прочность; high-prussure heater; chamber type; temperature; pressure; tube plate; baffle; strength
Тип документа Выпускная квалификационная работа бакалавра
Тип файла PDF
Язык Русский
Уровень высшего образования Бакалавриат
Код специальности ФГОС 14.03.01
Группа специальностей ФГОС 140000 - Ядерная энергетика и технологии
DOI 10.18720/SPBPU/3/2024/vr/vr24-6532
Права доступа Доступ по паролю из сети Интернет (чтение)
Дополнительно Новинка
Ключ записи ru\spstu\vkr\33857
Дата создания записи 18.09.2024

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

Целью работы является расчёт подогревателя высокого давления для ядерной энергетической установки с водо-водяным энергетическим реактором. Основными этапами для достижения данной цели является следующее: 1. Расчёт принципиальной тепловой схемы, на основании который и будет выбран исследуемый подогреватель. 2. Теплогидравлический расчёт, исходя из которого будут определены основные геометрические параметры подогревателя. 3. Расчёт на прочность конструкционных элементов ПВД. Расчёт проводился согласно РТМ 24.271.23-74, ЦНИИ и ПНАЭ Г-7-002-86. В результаты работы спроектирован подогреватель высокого давления камерного типа, основные показатели которого приведены в таблице 3.

The aim of the study is to calculate a high-pressure heater for a nuclear power plant with a pressurized water reactor. The main stages to achieve this goal are as follows: 1. Calculation of the basic heat circuit, based on which the investigated heater will be selected. 2. Thermal-hydraulic calculation, based on which the main geometric parameters of the heater will be determined. 3. Strength calculation of structural elements of the high-pressure heater. The calculation was carried out in accordance with RTM 24.271.23-74, CNIiI and PNAE G-7-002-86. As a result of the work, a chamber type high-pressure heater was designed, the main parameters of which are presented in table 3.

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

Количество обращений: 1 
За последние 30 дней: 0

Подробная статистика