Детальная информация

Название Проект АЭС мощностью 1500 МВт с ядерным реактором ВВЭР: выпускная квалификационная работа магистра: направление 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика» ; образовательная программа 14.04.01_01 «Проектирование, эксплуатация и инжиниринг АЭС»
Авторы Ата Сюхейл
Научный руководитель Владимиров Ярослав Александрович
Организация Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики
Выходные сведения Санкт-Петербург, 2024
Коллекция Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Тематика реактор ВВЭР-1500; АЭС; геометрический расчет; теплогидравлический расчет; тепловая схема; энергетика Турции; VVER-1500 reactor; NPP; neutron-physical caculation; geometric calculation; thermohydraulic calculation; thermal scheme; turkish electricity
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/3/2024/vr/vr24-6909
Права доступа Доступ по паролю из сети Интернет (чтение)
Дополнительно Новинка
Ключ записи ru\spstu\vkr\33990
Дата создания записи 29.11.2024

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 данного исследования является проектирование АЭС мощностью 1500 МВт в провинции Кыркларели. В данной работе был разработан проект атомной электростанции (АЭС) с реакторами типа ВВЭР мощностью 1500 МВт. Были проведены исследования и обоснован выбор места для размещения АЭС, а также выполнен расчет тепловой схемы энергоблока станции. Целью данного расчета являлось определение показателей тепловой экономичности и термодинамических параметров, а также расхода рабочего тела через все элементы схемы (турбинные секции, теплообменники, насосы, эжекторы и др.), включая регенеративные и сетевые подогреватели. Также осуществлен теплогидравлический расчет реактора, направленный на определение характеристик, необходимых для оценки теплотехнической надежности активной зоны. В рамках работы выполнены нейтронно-физические и прочностные расчеты реактора и произведен выбор оборудования для первого контура установки. Эти исследования позволили определить следующие характеристики: расход теплоносителя через реактор; распределение потоков по каналам активной зоны; гидравлические сопротивления различных участков циркуляционного контура теплоносителя; степень дросселирования потока теплоносителя в отдельные каналы, соответствующие выбранному принципу формирования активной зоны; теплотехнические параметры теплоносителя; температурные поля в тепловыделяющих элементах и конструктивных элементах активной зоны.

The purpose of this study is to design a 1500 MW nuclear power plant in the province of Kırklareli. In this work, a project of a nuclear power plant (NPP) with VVER-type reactors with a capacity of 1500 MW has been developed. The selection of a site for NPP construction was made and justified, and the thermal scheme of the power unit of the plant was calculated. The main purpose of this calculation was to determine thermal efficiency indicators, as well as thermodynamic parameters and values of working body flows through all elements of the scheme, such as turbine sections, heat exchangers, pumps, ejectors and other components, including regenerative and network heaters. A thermal-hydraulic calculation of the reactor was also performed to determine the characteristics required to assess the thermal reliability of the core. In addition, neutron-physical and strength calculations of the reactor were performed and the selection of equipment for the first circuit of the plant was made. As a result, the following characteristics were determined: coolant flow rate through the reactor, flow distribution through the core channels, hydraulic resistances of different sections of the coolant circulation circuit, the degree of throttling of the coolant flow into individual channels (in accordance with the selected core formation principle), coolant thermal parameters, and temperature fields in fuel elements and core structural elements.

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

Количество обращений: 2 
За последние 30 дней: 2

Подробная статистика