Розрахунок реакторної установки ВВЕР-1000 з потужністю 840МВт зі збагаченням 3%

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.advisorФілатов, Володимир Іванович
dc.contributor.authorХе, Анастасія Володимирівна
dc.date.accessioned2023-01-24T12:36:02Z
dc.date.available2023-01-24T12:36:02Z
dc.date.issued2022
dc.description.abstractenThe paper considers the issue of aging control of the NPP power unit with WWER 1000 reactor and the list of critical elements. The purpose of the work is to perform neutron-physical and thermohydraulic calculations and ensure safe operation and maintain the technical condition of the reactor unit while extending the above-design life. The subject of the special question is the critical elements and a set of technical organizational measures called the management of aging elements of the NPP unit. The method of research on the special issue is a comparative analysis with the use of technical and economic indicators. In the bachelor's work, a thermohydraulic calculation was performed for medium and maximum loaded fuel assemblies-A to obtain the values of coolant temperatures, fuel element shell and fuel core, as well as the reserve coefficient before the heat exchange crisis. In the section of neutron-physical calculation, the elementary fuel cell for neutrons in the field of thermal energies was calculated in order to determine the effective multiplication factor for the “cold” and “hot” states of the RU.uk
dc.description.abstractukВ роботі було розглянуте питання по керуванню старінням енергоблоку АЕС з реактором ВВЕР-1000 та перелік критичних елементів. Метою роботи є виконати нейтронно-фізичний та теплогідравлічний розрахунки та забезпечення безпечної експлуатації і підтримка технічного стану реакторної установки при продовженні надпроектного терміну експлуатації. Предметом дослідження спецпитання є критичні елементи і комплекс організаційних і технічних заходів, який називається управління старінням елементів енергоблоку АЕС. Методом дослідження спецпитання є порівняльний аналіз з використанням техніко-економічних показників. У бакалаврській роботі було виконано теплогідравлічний розрахунок для середньо та максимально навантаженої ТВЗ-А, аби отримати значення температур теплоносія, оболонки ТВЕЛ й паливного осердя, а також коефіцієнта запасу до кризи теплообміну. В розділі нейтронно-фізичного розрахунку було обчислено елементарну паливну чарунку для нейтронів в області теплових енергій з метою визначення ефективного коефіцієнту розмноження для “холодного” та “гарячого” станів РУ.uk
dc.format.page110 с.uk
dc.identifier.citationХе, А. В. Розрахунок реакторної установки ВВЕР-1000 з потужністю 840МВт зі збагаченням 3% : дипломна робота … бакалавра : 143 Атомна енергетика / Хе Анастасія Володимирівна. – Київ, 2022. – 110 с.uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/52053
dc.language.isoukuk
dc.publisherКПІ ім. Ігоря Сікорськогоuk
dc.publisher.placeКиївuk
dc.subjectВВЕР-1000uk
dc.subjectVVER-1000uk
dc.subjectкритичні елементиuk
dc.subjectcritical elementsuk
dc.subjectподовження строку експлуатаціїuk
dc.subjectextension of the service lifeuk
dc.subjectуправління старінням елементівuk
dc.subjectelement aging managementuk
dc.titleРозрахунок реакторної установки ВВЕР-1000 з потужністю 840МВт зі збагаченням 3%uk
dc.typeBachelor Thesisuk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
Хe_bakalavr.pdf
Розмір:
1.45 MB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Опис:
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
1.71 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Бакалаврські роботи (АЕ)
Бакалаврські роботи