Магістерські роботи (АЕ)
Постійне посилання зібрання
Переглянути
Перегляд Магістерські роботи (АЕ) за Дата публікації
Зараз показуємо 1 - 16 з 16
Результатів на сторінці
Налаштування сортування
Документ Відкритий доступ Аеродинаміка і теплообмін труб краплеподібної форми(2018) Бондар, Валерія Андріївна; Воропаєв, Геннадій ОлександровичДокумент Відкритий доступ Підвищення теплоаеродинамічної ефективності економайзерних поверхонь нагріву котлів малої потужності(2018) Янушевський, Володимир Анатолійович; Рогачов, Валерій АндрійовичДокумент Відкритий доступ Температурний режим будівлі(2018) Мордас, Роман ВІкторович; Лебедь, Наталія ЛеонідівнаДокумент Відкритий доступ Вплив орієнтації в просторі алюмінієвих теплових труб на граничні теплові потоки(2018) Розум, Тетяна Володимирівна; Шевель, Євген ВікторовичДокумент Відкритий доступ Вплив сумісного спалювання вугілля та біомаси на показники роботи парового котла ЗКТ(2018) Тишко, Олександр Юрійович; Філатов, Володимир ІвановичДокумент Відкритий доступ Реконструкція котла ТП-100 при його переводі з АШ на газове вугілля(2018) Грязев, Дмитро Станіславович; Туз, Валерій ОмеляновичДокумент Відкритий доступ Розробка біологічного захисту ЯР АР1000 з бетонної суміші з композитним матеріалом базальт-борною фіброю(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Черепанов, Ілля Юрійович; Носовський, Анатолій ВолодимировичОб’єкт дослідження – компоненти в складі біологічного захисту реакторної установки. Предмет дослідження – потік нейтронів в бетоні біологічного захисту реакторної установки. Мета роботи – дослідження можливості розробки біологічниго захисту для реакторної установки АР1000 з використовуванням нових матеріалів зменшуючих потік нейтронів. Метод дослідження – чисельні розрахунки в нейтронно-фізичному коді Serpent. Основна ідея роботи полягає у розробці нового біологічного захисту для реакторної установки АР1000, з використовуванням нових компонентів бетону біологічного захисту, які здатні зменшити потік нейтронів, а також відповідно покращити його властивості щодо стійкості до радіаційного старіння бетону. В розділі стану проблеми щодо радіаційного старіння бетону біологічного захисту реакторних установок було проаналізовано попередні дослідницькі роботи які стосуються теми магістерської дисертації, поставлені задачі для виконання в рамках цієї роботи. В розділі розробка моделі було обрано розрахунковий код необхідний для дослідження потоку нейтронів в бетоні біологічного захисту, а також проаналізована конструкція реакторної установки АР1000. В розрахунку потоку нейтронів в бетоні біологічного захисту АР1000 було проведено нейтронно-фізичний розрахунок в розрахунковому коді Serpent та проаналізовано отримані результати щодо можливості використання нового компоненту для бетону біологічного захисту.Документ Відкритий доступ Зняття з експлуатації енергоблоку з реактором ВВЕР-1000. Визначення складу діяльності на етапі консервації(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Пугачов, Павло Олексійович; Філатов, Володимир ІвановичМетою даної роботи є визначити склад діяльності на етапі консервації для системи опалення, а саме її розробка для реактора ВВЕР-1000. Актуальність теми обумовлена закінченням терміну експлуатації більшості енергоблоків АЕС України. Об’єктом дослідження є процес зняття з експлуатації енергоблоку АЕС. Предметом дослідження є теплові властивості гермо оболонки на стадіях зняття з експлуатації енергоблоків АЕС. Наукова новизна одержаних результатів полягає в тому, що в даній роботі запропоновано спрощення перших етапів зняття з експлуатації АЕС. Практичне значення одержаних результатів. Результати дисертаційної роботи можуть бути взяті основу під час розробки проекту зняття з експлуатаціїенергоблоку АЕС.Документ Відкритий доступ Модернізація алгоритмів спрацювання пришвидшеного попереджувального захисту на блоках ВВЕР-1000(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Підпалий, Дмитро Володимирович; Коньшин, Валерій ІвановичОб’єкт дослідження – алгоритми роботи ППЗ, а також перехідні процеси в системі СУЗ реактора. Предмет дослідження – період реактору, який після спрацювання пришвидченого попереджувального захисту стає T < 10 секунд і виникає сигнал аварыйного захисту. Мета роботи – виявлення оптимального рішення проблеми контролю безпеки реактора в режимі пришвидшеного розвантаження блоку. В роботі було розроблено модель АкЗ для ядерного енергетичного реактора ВВЕР-1000 і змодельовано процеси при пришвидшеному попереджувальному захисті. Розглянута загальна методика розрахунку коефіцієнтів та запропонована нова технологія вирішення проблеми. Результати нової методикидають обґрунтування на використання її, під час розрахунку для модернізації алгоритмів ППЗ.Документ Відкритий доступ Аналіз критичності розплаву активної зони ВВЕР-1000 в умовах важкої аварії(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Дима, Наталя Сергіївна; Овдієнко, Юрій МиколайовичОб’єкт дослідження – важкі аварії на реакторах типу ВВЕР-1000. Предмет дослідження – критичність розплаву активної зони ВВЕР-1000. Мета дослідження – визначення впливу критичності на протікання важкої аварії. Метод дослідження – порівняльний аналіз, чисельне та математичне моделювання. У магістерській дисертації було проведено аналіз критичності розплаву на різних стадіях протікання аварії. Представлено актуальність обраної тематики.Документ Відкритий доступ Підвищення ефективності циклу контролю герметичності оболонок тепловиділяючих елемнтів шляхом застосування системи Sipping-контролю(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Колодій, Назарій Олександрович; Коньшин, Валерій ІвановичВ даному дипломному проекті розглянуто контроль герметичності оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ) тепловиділяючих збірок (ТВЗ), обґрунтування необхідності КГО ТВЕЛ на зупиненій реакторній установці та удосконалення контролю герметичності (КГО) шляхом впровадження системи контролю герметичності оболонок (СКГО) машини перевантажувальної (МП) «sipping – контролю», а також буде запропонованна інструкція по доопрацюванню самої системи СКГО МП «sipping – контролю». У роботі детально розглянуті та досліджені причини розгерметизації оболонок ТВЕЛ, існуючі методи КГО на працюючій та зупиненій реакторній установці. Наведено повну методику проведення КГО на зупиненій реакторній установці з використанням системи виявлення дефектних збірок та показано алгоритм визначення тепловиділяючих збірок (ТВЗ) з негерметичними ТВЕЛами. Об΄єктом дослідження є ефективність циклу контролю герметичності тепловиділяючих елементів. Предмет дослідження є ефективність застосування системи Sipping контролю. Мета магістерської десертації: аналіз і опис основних факторів, що зумовлюють необхідність розв'язання задачі щодо створення методів та технічних засобів контролю герметичності оболонки, зокрема - перехід на чотирирічну, а в перспективі і п'ятирічну кампанію ядерного палива, що спричинить збільшення ймовірності розгерметизації оболонки ТВЕЛ. Викладені основи забезпечення радіаційної безпеки на АЕС, такі як: джерела раціаційної безпеки, захист від випромінення, утримання промислових приміщень, радіаційні аварії. Розглянуті питання охорони праці на робочому місці оператора КГО ТВЕЛ ТВЗ, особлива увага якої приділяється на АЕС, а також техніка безпеки та промислова санітарія. Дипломний проект супроводжується графічною частиноюДокумент Відкритий доступ Розробка пасивної системи безпеки для відведення теплоти від активної зони реакторної установки ВВЕР-1000(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Полупан, Артем Олександрович; Філатов, Володимир ІвановичОб’єкт дослідження – процес відводу теплоти від активної зони РУ ВВЕР-1000 за допомогою пасивних систем безпеки. Предмет дослідження – оцінка впливу та ефективності впровадження системи пасивного відводу тепла від активної зони на підвищення безпеки експлуатації АЕС з РУ ВВЕР-1000. Мета роботи – дослідити можливості підвищення безпеки експлуатації АЕС з РУ ВВЕР-1000, зокрема в умовах повного знеструмлення енергоблоку за рахунок впровадження системи пасивного відводу теплоти від активної зони. Зменшення вірогідності аварій з пошкодженням активної зони реактора ВВЕР-1000 за рахунок розробки і впровадження системи пасивного відводу теплоти від активної зони реактора, на основі уже існуючих СПВТ впроваджених на реакторах нових поколінь. Основна ідея роботи полягає у створенні пасивної системи безпеки для відведення тепла від активної зони РУ ВВЕР 1000,зокрема, в умовах повного знеструмлення енергоблоку, виборі оптимальної концепції та оцінці її ефективності, на основі проведеного аналізу, розробці проектних рішень щодо впровадження СПВТ від АкЗ з РУ ВВЕР-1000 та розрахунково-аналітичному обгрунтуванні безпеки та надійності роботи СПВТ для АкЗ РУ ВВЕР-1000.Документ Відкритий доступ Розрахунок на сейсмостійкість системи пускового повітря РДЕС(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Гаврильчик, Дмитро Вікторович; Бібік, Тимофій ВікторовичОб’єктом дослідження – вплив сейсмічної активності на несучу конструкцію та балони РДЕС. Предмет дослідження – оцінка сейсмостійкості даної системи та визначення найбільш раціональних заходів для підвищення її сейсмостійкості. Метою роботи – є оцінка сейсмостійкості системи пускового повітря РДЕС та визначення найбільш раціональних заходів підвищення її сейсмостійкості. Метод дослідження – базується на математичному моделюванні та чисельних розрахунках з використанням програмного забезпечення ANSYS та MATLAB.Документ Відкритий доступ Діагностика заборони одночасного введення позитивної реактивності двома та більше способами(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Кузьменко, Володимир Миколайович; Бібік, Тимофій ВікторовичАктуальність теми обумовлена необхідністю виконання вимог ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском. Метою даної роботи є проведення оцінки та можливостей щодо введення позитивної реактивності одночасно двома та більше способами. Метод дослідження – розрахунок впливу «чистого конденсату» на реактивність, аналіз літератури, технічної документації і інструкцій з даної теми. Об’єктом дослідження є ядерна безпека реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском. Предметом дослідження є дослідження можливого введення позитивної реактивності одночасно двома і більше способами. Наукова новизна одержаних результатів полягає в тому, що отримані рекомендації та висновки дозволять унеможливити введення позитивної реактивності одночасно двома та більше способами.Документ Відкритий доступ Аналіз теплового режиму контейнера для транспортування відпрацьованого ядерного палива(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Скрипко, Єлизавета Ігорівна; Сахно, Олександр ВолодимировичОб’єкт дослідження – тепловий режим контейнера для перевезення відпрацьованого ядерного палива HI STAR 190 ML Мета роботи –- забезпечити захист осіб і навколишнього середовища від впливу випромінювання під час перевезення відпрацьованого ядерного палива Предмет дослідження – вплив аварійних ситуацій на тепловий режим контейнера для перевезення ВЯП HI STAR 190 ML. У роботі представлено оцінку теплового режиму контейнеру транспортування відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-1000 АЕС України в упаковках HI STAR 190 ML, розроблених для перевезення ВЯП. Упаковка HI STAR 190 ML буде використовуватися для перевезення ВЯП з енергоблоків АЕС України до ЦСВЯП. Комплекс HI STAR 190 ML містить транспортний контейнер HI STAR 190 ML, багатоцільовий контейнер (БЦК) з відпрацьованим ядерним паливом і два демпферні пристрої, по одному на кожному торці контейнера. Компонентом системи є БЦК, сконструйований як двостінний герметичний контейнер із неіржавіючої сталі, заповнений гелієм, що містить паливний кошик. ВТВЗ у контейнері розміщується в гексагональних комірках паливних кошиків двох типів: БЦК-31 - із завантаженням 31 ВТВЗ реактора типу ВВЕР 1000. Теплові розрахунки для оцінки режиму зберігання виконано відповідно до вимог технічної специфікації до безпечної експлуатації та оцінено щодо відповідності вимогам українських нормативних документів і міжнародним рекомендаціям зі зберігання та перевезення ВЯП.Документ Відкритий доступ Розробка алгоритмів управління потужністю та ксеноновими коливаннями в режимі добового маневрування на енергоблоці з реактором ВВЕР-1000(КПІ ім. Ігоря Сікорського, 2023) Бондарук, Михайло Вікторович; Коньшин, Валерій ІвановичОб’єкт дослідження – явище ксенонових коливань та аксіальний офсет. Предмет дослідження – алгоритми по управлінню потужністю та ксеноновими коливаннями. Мета роботи – дослідити перехідні процеси енергоблоку з реактором ВВЕР-1000 в маневровому режимі; вплив ксенонових коливань на управління аксіальним полем енерговиділення. Запропонувати рішення в розробці алгоритмів по управлінню ксеноновими коливаннями в маневровому режимі. В роботі був досліджений вплив ксенонових коливань при управлінні потужністю в режимі добового маневрування на енергоблоці з реактором ВВЕР-1000. Проведено розрахунки зниження потужності до 90% на різних стадіях кампанії, та змодельовано розрахунок дослідницького алгоритму. Також, було розглянуто регулювання потужності на енергоблоці в умовах масованих обстрілів. Результати цих досліджень дають обґрунтування модернізації вже створених алгоритмів управління потужністю в режимі добового маневрування.