Details

Title Обоснование теплогидродинамики ПГ РУ БН-1200: выпускная квалификационная работа специалиста: направление 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы» ; образовательная программа 14.05.01_01 «Ядерные реакторы»
Creators Болтенков Андрей Васильевич
Scientific adviser Парамонова Ирина Львовна
Organization Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики
Imprint Санкт-Петербург, 2024
Collection Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Subjects РУ БН-1200; прямоточный корпусной парогенератор; теплогидравлический расчет; закризисный теплообмен; гидравлический расчет; дросселирубщие шайбы; гидродинамическая неустойчивость; натриевый теплоноситель; RP BN-1200; once-through steam generator; thermal-hydraulic calculation; post-crisis heat transfer; throttling washers; hydraulic calculation; hydrodynamic instability; sodium coolant
Document type Specialist graduation qualification work
File type PDF
Language Russian
Level of education Specialist
Speciality code (FGOS) 14.05.01
Speciality group (FGOS) 140000 - Ядерная энергетика и технологии
DOI 10.18720/SPBPU/3/2024/vr/vr24-6851
Rights Доступ по паролю из сети Интернет (чтение)
Additionally New arrival
Record key ru\spstu\vkr\33832
Record create date 9/16/2024

Allowed Actions

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

Group Anonymous
Network Internet

В данной работе были исследованы теплогидравлические характеристики прямоточного корпусного парогенератора с двумя параллельно подключенными модулями, с прямыми теплообменными трубами, с жидким металлическим теплоносителем - Na, вырабатывающего перегретый пар. Определены площадь поверхности теплообмена, длина труб, толщины трубных досок и камер смешения для парогенератора перспективного направления развития ядерных реакторов. Теплогидравлическими расчетами подтверждена возможность применения стали марки 07Х12НМФБ при производстве модулей парогенератора. Исследована гидродинамическая характеристика потока в трубах ПГ и выбраны дросселирующие шайбы.

In this work, the thermal-hydraulic characteristics of a direct-flow shell steam generator with two parallel-connected modules, with direct heat exchange pipes, with a liquid metal coolant - Na, producing superheated steam - were investigated. The heat exchange surface area, pipe length, thickness of tube sheets and mixing chambers were determined for a steam generator in a promising direction for the development of nuclear reactors. Thermohydraulic calculations confirmed the possibility of using steel grade 07H12NMFB in the production of steam generator modules. The hydrodynamic characteristics of the flow in steam generator pipes were studied and throttling washers were selected.

Network User group Action
ILC SPbPU Local Network All
Read
Internet Authorized users SPbPU
Read
Internet Anonymous

Access count: 0 
Last 30 days: 0

Detailed usage statistics