Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/36093
Название: Анализ эффективности работы парогенераторных установок Кольской АЭС
Авторы: Парилов, Евгений Александрович
Научный руководитель: Воробьев, Александр Владимирович
Ключевые слова: реактор; расход; тепловыделяющий элемент; кризис теплообмена; парогенератор; fuel element; heat capacity; steam; heat transfer crisis; jamming the tubes; тепловая мощность; теплообменные трубки; глушение трубок; reactor; fuel consumption; heat exchange tubes
Дата публикации: 2017
Библиографическое описание: Парилов Е. А. Анализ эффективности работы парогенераторных установок Кольской АЭС : дипломный проект / Е. А. Парилов ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Энергетический институт (ЭНИН), Кафедра атомных и тепловых электростанций (АТЭС) ; науч. рук. А. В. Воробьев. — Томск, 2017.
Аннотация: Объектом исследования является установка унифицированная парогенератор и РУ Кольской АЭС. Цель работы – исследование эксплуатации парогенератора с разным глушением теплообменных трубок. В процессе исследования проводились теплогидравлические расчеты парогенератора с разными уровнями загрязнения теплообменных труб и различными значениями глушения теплообменных труб. В результате исследования были установлены запасы до кризиса теплообмена для разных значений глушения теплообменных труб. Основные конструктивные, технологические и технико-эксплуатационные характеристики: тепловая мощность реактора равна 1375 МВт, расход теплоносителя через парогенератор равен 5500 т/ч. Степень внедрения: полная. Область применения: атомные электростанции с реакторными установками ВВЭР-440. Экономическая эффективность/значимость работы: на данном этапе не представляется возможным оценить экономическую эффективность.
The object of research is the installation of a unified steam and RU Kola NPP. Objective - research operation of the steam generator with different jamming heat exchange tubes. The study carried out thermal-hydraulic calculation of steam generator with different levels of contamination of the heat exchange tubes and different values ​​of damping the heat exchange tubes. The study was set up reserves of burnout for various values ​​of damping the heat exchange tubes. The basic constructive, technological and technical and operational characteristics: the thermal power of the reactor is 1375 MW, the coolant flow through the steam generator is equal to 5,500 t / h. Degree of implementation: full. Scope: nuclear power plants with reactors of VVER-440. Cost-effectiveness / value of the work: at this stage it is not possible to assess cost-effectiveness.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/36093
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
TPU_parilov_l.pdf2,9 MBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.