Распечатать страницу
Главная \ База готовых работ \ Готовые работы по техническим дисциплинам \ Теплотехника и термодинамика \ 5702. Магистерская работа Разработка система для определения уровня теплоносителя в реакторе

Магистерская работа Разработка система для определения уровня теплоносителя в реакторе

« Назад

Код роботи: 5702

Вид роботи: Магістерська робота

Предмет: Теплотехніка і термодинаміка (Теплотехника и термодинамика)

Тема: Разработка система для определения уровня теплоносителя в реакторе

Кількість сторінок: 94

Дата виконання: 2017

Мова написання: російська

Ціна: 1600 грн

Анотация

Перечень условных сокращений

Ключевые слова

Введение

1. Существующие способы определения уровня теплоносителя в реакторе

1.1. Cпособ определения уровня теплоносителя в реакторе по разностям температур

1.2. Устройство для непрерывного измерения уровня жидкости

1.3. Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

2. Математические и физические основы функционирования полиметрических систем измерения уровня

2.1. Построение математической модели полиметрических измерений

2.2. Экспериментальная проверка адекватности разработанных моделей

3. Измерение уровня жидкости в бассейне выдержки отработавшего ядерного топлива

Выводы

4. Экспериментальные исследования канала системы на воздействие пароводяной смеси, высоких температур и избыточного давления

4.1. План эксперимента

4.2. Результаты эксперимента

5. Охрана труда

5.1.1. Основные законодательные акты по охране труда

5.1.2. Основные положения законодательства Украины о труде и охране труда

5.2. Анализ опасных и вредных производственных факторов влияющих на человека при эксплуатации устройства, которое определяет уровень теплоносителя в реакторе

5.3. Расчет общего освещения в помещении для блока электроники устройства, которое определяет уровень теплоносителя в реакторе

5.4. Мероприятия по обеспечению пожарной безопасности на АЭС

Выводы

6. Охрана окружающей среды

6.1. Разработка мероприятий по предотвращению загрязнения окружающей среды при эксплуатации устройства, которое определяет уровень теплоносителя в реакторе

6.2. Оценка величины влияния АЭС на окружающую среду

Выводы

7. Гражданская оборона

Список использованной литературы

В настоящее время 439 энергетических ядерных реакторов производят почти 16 % мировой электроэнергии. В девяти странах на ядерную энергетику приходится более 40 % вырабатываемой энергии. Растущее значение ядерной техники в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее совершенствование ядерных реакторов. Прежде всего это относится к тем реакторов, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10-15 лет.

Ядерный реактор (атомный реактор) - это устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции. Принцип действия ядерного реактора основан на использовании энергии деления ядер тяжелых элементов и осуществляется через комплекс самоподдерживающийся ядерно – физических, химических и теплофизических процессов.

Ядерная энергетика остается предметом острых дебатов. Сторонники и противники ядерной энергетики резко расходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Опасность связана с проблемами утилизации отходов, авариями, приводящими к экологических и техногенных катастроф, а также с возможностью использовать повреждения этих объектов (наряду с другими: ГЭС, химзаводами т.д.) обычным оружием или в результате теракта - как оружие массового поражения.

Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения: ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности предполагает анализ тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе.

Под радиационной безопасностью понимают меры, принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный.

Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий. Для этих целей и разрабатывается устройство, которое сможет измерять различные параметры уровня теплоносителя в реакторе.

1. Жуков Ю. Д. Мониторинг посадки судна и уровней жидких грузов / Ю. Д. Жуков, Б. Н. Гордеев, А. В. Леонтьев // НКИ, Николаев, 1994. - 18 с. - Деп. в ГНТБ Украины 01.04.1994, №605 - Ук94.

2. Гордеев Б. Н. Многофункциональная измерительная система / Гордеев Б. Н., Грешнов А. Ю., Прищепов Е. О. // Контроль и управление в технических системах: 3-я междунар. науч.-техн. конф. 16-18 сент. 1995.: тезисы докл. 1995. - С. 249-250.

3. Гордеев Б. Н. Применение метода импульсной рефлектометрии для измерения уровня и расстояния до раздела жидких сред / Б. Н. Гордеев, А. Ю. Грешнов, Ю. Д. Жуков, Е. О. Прищепов // Известия ВУЗов Электромеханика. - 1995. - №4(94). - С. 27-29.

4. Жуков Ю. Д. Программные средства управления и обработки сигналов в системе измерения уровня и раздела жидких сред на базе импульсной рефлектометрии / Ю. Д. Жуков, Б. Н. Гордеев, А. Ю. Грешнов // Известия ВУЗов Электромеханика. - 1995. - №4(94). - С. 104-105.

5. Скворцов Б. В. Приборы и системы контроля качества углеводородных топлив [Текст] / Б. В. Скворцов, Н. Е. Конюхов, В. Н. Астахов. // - М.: Энергоатомиздат, 2000, - 264 с.

6. Щербаченко Л. А. Определение дипольного момента в разбавленных растворах (метод Дебая) / Щербаченко Л. А., Карнаков В. А., Марчук С. Д. // Методические рекомендации. - Иркутск: ИГУ, 2005. - 16 с.

7. Гордеев Б. Н. Математическая модель полиметрических измерений / Б. Н. Гордеев // Науково-методичний журнал чорноморського Державного університету iм. Петра Могили. - 2009. - Т. 111. Вып. 98. - С. 175-181.