Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса - Физика и энергетика курсовая работа

Главная

Физика и энергетика
Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса

Назначение и область применения реакторной установки, ее техническая характеристика и анализ свойств. Модернизированная гидравлическая схема, ее отличительные черты и структура. Нейтронно-физический расчет установки, его проведение различными методами.


посмотреть текст работы


скачать работу можно здесь


полная информация о работе


весь список подобных работ


Нужна помощь с учёбой? Наши эксперты готовы помочь!
Нажимая на кнопку, вы соглашаетесь с
политикой обработки персональных данных

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.


гидравлический реакторный схема нейтронный
Будущее космонавтики неразрывно связано с ростом энергообеспечения космических аппаратов и расширением их функциональных возможностей. Повышение энергообеспечения на существующих технических средствах получения электроэнергии не позволяет кардинально увеличить единичную мощность системы, что приводит к необходимости реализации проектов с использованием ядерной энергии, которая способна обеспечить качественный скачок в увеличении мощности и, следовательно, в развитии космонавтики. Создание принципиально новых энергосистем в космосе - это развитие высоких технологий, которые опосредованно будут определять и развитие сопредельных отраслей промышленности, а не только атомной и космической отраслей.
В силу этих обстоятельств Комиссией при Президенте РФ по модернизации экономики и технологическому развитию принят к реализации Проект №26 «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса», который ориентирован на формирование энергодвигательной основы для осуществления крупномасштабных программ по изучению и освоению космического пространства, на создание качественно новых средств высокой энерговооруженности, в том числе специального назначения.
Необходимость реализации Проекта определяется государственными интересами в области изучения, освоения и использования космического пространства, сформулированными в «Основах политики Российской Федерации в области космической деятельности на период до 2020 года и дальнейшую перспективу», утвержденных Президентом Российской Федерации 24 апреля 2009г.
Принципиальная особенность проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса» заключается в кардинальном увеличении энерговооруженности космического аппарата, что позволит обеспечить возможность реализации новых задач в космосе, а именно:
· повышения эффективности транспортных средств посредством существенного увеличения удельной тяги (в 20 и более раз по сравнению с химическими двигателями);
· возможности развития промышленных технологий в условиях невесомости;
· отработки модулей энергодвигательных установок для будущих экспедиций на Луну и Марс;
· реализации принципиально нового качества космических аппаратов, обладающих возможностью изменения орбиты нахождения с высокой скоростью.
Реакторная установка предназначена для выработки тепловой мощности, преобразуемой в энергопреобразовательном контуре ЯЭДУ в электрическую мощность, используемую для энергоснабжения электрореактивных двигателей ТЭМ. Разрабатываемая РУ является базовым изделием, обеспечивающим последующее создание реакторных установок, как составных частей ЯЭДУ для генерации электроэнергии мегаваттного уровня с целью обеспечения космических средств нового поколения.
РУ является одноконтурной установкой и входит в состав энергоблока, состоящего из реакторной установки, газотурбинной системы преобразования энергии и системы отвода тепла на основе холодильника-излучателя.
Основные параметры энергоблока приведены в таблице
Температура теплоносителя на входе в реактор (ВТТ), К
Температура теплоносителя на выходе из реактора (ВТТ), К
В состав реакторной установки входит:
· комплексная система автоматического управления и защиты (КСУЗ);
· комплект контрольно измерительной аппаратуры;
Основным элементом РУ является высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с быстрым спектром нейтронов.
В качестве теплоносителя РУ и рабочего тела энергоблока используется смесь инертных газов (в качестве базового варианта - гелиево-ксеноновая смесь с содержанием гелия 7,17% масс.).
Течение теплоносителя в реакторе организовано по двум независимым трактам: высокотемпературному (ВТТ), обеспечивающему теплосъем с активной зоны, и низкотемпературному (НТТ), предназначенному для охлаждения приводов РО КСУЗ, радиационной защиты, бериллиевого отражателя, низкотемпературных конструкционных элементов РУ.
· тепловая мощность РУ на основном режиме до 3500 кВт;
· тепловая мощность активной зоны на основном режиме до 3400 кВт;
· тепловая мощность РУ на дежурном режиме около 200 кВт;
· суммарное время работы на дежурном режиме - не менее 40000 ч;
· диапазон рабочего давления в активной зоне 2,8 - 4 МПа;
· диапазон расхода теплоносителя 11 - 19 кг/с;
· допустимые относительные гидравлические потери 4 - 6,8%;
· температура на выходе из реактора - до 1500 К;
· температура на входе в НТТ - 353 К;
Допустимые дозы излучений в плоскости радиационной безопасности:
· по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10 6 рад (1·10 4 Гр);
РУ конструктивно выполнена в виде двух отдельных изделий: реактора и радиационной защиты. Такая компоновка корпуса реактора в форме цилиндра с двумя эллиптическими крышками делает его устойчивыми к внешним и внутренним нагрузкам, а для радзащиты позволяет использовать тонкостенный корпус и применить разные материалы для корпуса реактора и корпуса РЗ и, как результат, снизить массу РЗ.
Реактор и РЗ соединяются между собой через ферму и имеют общие интерфейсы по РО СУЗ, входящих и выходящих труб dу=65 мм и 85 мм для теплоносителя (ВТТ), импульсных трубок, термопар, системы трубопроводов НТТ.
Корпус реактора представляет собой цилиндрическую обечайку длиной 1525 мм, максимальным диаметром 700 мм, с эллиптическими днищем и крышкой. Крышка сваривается с корпусом аргонодуговой сваркой.. Корпусные детали выполнены из сплава марки ХН56МБЮД из трубных заготовок и поковок.
Корзина АЗ изображена на рисунке 2.2.4.. Корзина конструктивно состоит из «холодной» дистанционирующей несущей решётки, «горячей» дистанционирующей решетки, обечайки, 19-ти чехлов РО СУЗ, системы дистанционирования, крепёжных элементов. «Холодная» решётка соединяется с обечайкой АЗ электронно-лучевой сваркой, а горячая свободно перемещается внутри обечайки АЗ. «Холодная» и «горячая» решётки соединяются между собой посредством трубчатых кожухов РО СУЗ. Часть кожухов, имеющих крайние значения температуры, не заделаны в горячей решётке для компенсации их минимальных и максимальных температурных расширений.
На периферии АЗ находятся вытеснители для профилирования АЗ. Они должны быть сделаны объёмными, чтобы при заливе водой уменьшить объём воды междуАЗ и отражателем. Предполагается сделать их в виде оболочки с рёбрами жесткости внутри и закрепить на заклёпках к обечайке АЗ.
МеждуАЗ и корпусом располагается отражатель высотой 639 мм из бериллия, выполненный охлаждаемым посредством 36 труб.
РЗ (рис.2.2.5) имеет форму усечённого конуса высотой 650 мм с полным углом 24° и основаниями Ш1300 мм и Ш1578 мм.
В центральной части РЗ имеется 19 проходок для тяг приводов РО СУЗ с охлаждающими кожухами.На периферии РЗ на конической поверхности выполнено 12 открытых каналов под углом 20° к оси РУ. Боковой канал предназначен для проводки трубопровода с рабочим телом реактора и имеет теплоизолирующий экран, охлаждаемый газом НТТ.
В периферийной части имеются 12 труб для охлаждения фронтальной части РЗ, аналогичные тем, что находятся в центральной части РЗ.
Вся металлоконструкция РЗ выполнена из стали марки 12Х18Н10Т с толщинами 2 мм и 5 мм. Внутренние полости РЗ заполнены LiH.
Тепловыделяющие элементы активной зоны РУ ЯЭДУ предназначены для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации тепла и передачи тепла теплоносителю.
Конструкция твэла на основе диоксидного топлива и его геометрические размеры приведены на рисунке 2.1.
В качестве топлива используются таблетки из диоксида урана с равноосной структурой и заданной пористостью. Использование диоксида со стабилизированной открытой пористостью приводит к снижению скорости распухания топливной композиции, что имеет принципиальное значение с точки зрения обеспечения геометрической стабильности твэла.
Массовая доля изотопа урана-235 в уране 90%, плотность по урану 8,8 г/см 3 . Таблетки имеют центральное отверстие диаметром 4 мм и в составе твэла образуют центральный канал для отвода газообразных продуктов деления. Данный твэл имеет большие размеры длины активной части (500 мм) и компенсационных объемов для сбора ГПД.
Сборка и герметизация твэлов производится в следующей последовательности.
Подсборкатвэла, состоящая из оболочки, внутри которой установлены топливные таблетки, отражатели, компенсирующие пружины и другие элементы конструкции с приваренными герметично к оболочке нижней глухой и верхней с откачным отверстием заглушками, поступает на участок сборки твэлов.
Заполнение твэла гелием осуществляется в специальной установке, оснащённой системами откачки до остаточного давления в камере 5 Ч10 -3 мм рт.ст., напуска гелия, гелиодуговой сварки, рукавами для перемещения изделий внутри камеры оператором вручную, герметичными прозрачными окнами и освещения камеры.
Для проведения герметизации сборка помещается в камеру установки.
После этого камера установки герметизируется, откачивается до остаточного давления 5 Ч10 -3 мм рт.ст. и заполняется чистым гелием до одной атмосферы. При этом гелий через отверстие в верхней заглушке заполняет твэл. После выдержки некоторого времени пробка устанавливается в отверстие верхней заглушки и приваривается гелио-дуговой сваркой к заглушке герметично. Таким образом, твэл оказывается заполненным гелием в одну атмосферу.
Техническим заданием предусматривалось объединение высокотемпературного и низкотемпературного трактов охлаждения с целью избавления от холодильников-излучателей НТТ. Отбор теплоносителя производится после турбины, и, проходя через рекуператор, охлаждается до требуемой температуры. Охлаждая элементы конструкции, возвращается в основной контур и поступает на вход в активную зону.
Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки
Целью нейтронно-физического расчета является обоснование кампании реакторной установки, определение неравномерностей энерговыделения.
В таблице приведены основные параметры рассматриваемой реакторной установки:
Ядерные концентрации элементов в составе топлива, 1/ барн*см
Исходные данные для расчета в программном комплексе MCU-5 FREEпредставляют собой описание материалов топлива, оболочек твэлов, конструкционных материалов, отражателя и др., входящих в состав РУ, и геометрии РУ.
Схема расчетной области для программы MCU-5 FREE представлена на рисунках 3.1.1 и 3.1.2. На рисунке 1 изображен поперечный разрез схематичной АЗ, на рисунке 2 продольный.
- Значения эффективного коэффициента размножения нейтронов
- Значение высотной неравномерности энерговыделения
- Значение радиальной неравномерности энерговыделения
Значения плотностей потоков по радиусу АЗ
Неравномерность энерговыделения по радиусу АЗ
Значения плотностей потоков по высоте АЗ
Неравномерность энерговыделения по высоте АЗ
Максимальные неравномерности по радиусу и высоте АЗ соответственно:
Активная зона реактора набирается из цилиндрических твэлов. Твэлы имеют оболочку из вольфрама, препятствующую выходу осколков деления. Теплоносителем является геле-ксеноновая смесь. Радиальный и торцевые отражатели выполнены из берилия.
Для конкретизации расчетов были выбраны следующие геометрические параметры активной зоны:
Объем теплоносителя в пределах активной зоны:
Молекулярная масса обогащенного урана:
Масса изотопа урана-235 в смеси урана:
Масса изотопа урана-238 в смеси урана:
Объем занимаемый двуокисью урана в твэле:
Объем, приходящийся на долю W в твэле:
Масса теплоносителя в активной зоне:
Масса бериллия в радиальном отражателе
Масса бериллия в торцевых отражателях:
Суммарная масса бериллия в отражателях:
Ядерная плотность k-ого изотопа определяется по формуле:
Полученные значения в активной зоне соответствующие холодному состоянию приведены в таблиц.
При определении ядерной плотности в горячем состоянии будем приближенно считать, что линейные размеры активной зоны изотропно возрастают с температурой по линейному закону:
Где - среднее значение коэффициента температурного расширения смеси веществ, входящих в состав твэла
Среднее значение коэффициента расширения смеси веществ, входящих в состав твэла:
Полученные значения в активной зоне соответствующие горячему состоянию приведены в таблице.
Расчет макроскопических сечений входящих в активную зону, введется по формуле:
где индекс i соответствует виду взаимодействия, а k обозначает соответствующий изотоп.
Расчет макроскопических сечений ,,ведется по формулам:
Рассчитанные значения макроскопических сечений для холодного и горячего состояния:
В реакторе без отражателя распределение плотности потока нейтронов по радиусу и длине описываются функцией:
где Lи R эф характеризуют эффективные размеры реактора
Возраст нейтронов, квадрат длины диффузии, квадрат длины миграции нейтронов в отражателе определяются по формулам:
Микроскопические сечения для бериллия имеют следующие значения:
Здесь индекс «1» относится к надтепловым нейтронам, а индекс «m» относится к тепловым.
Макроскопические сечения рассчитываются по формулам:
Результаты расчетов представлены в таблице:
Т.к. размеры отражателей соизмеримы с размерами активной зоны, величины эффективных добавок вычисляются по формулам:
где - материальный параметр активной зоны и отражателей
Эффективный коэффициент размножения:
В ходе расчёта в программном комплексе MCU5-FREE и расчета по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, мы получили значительное отличие в эффективном коэффициенте размножения нейтронов.
Это связано с тем, что программа MCU5-FREEоснована на решении газокинетического уравненияпереноса нейтронов методом Монте-Карло, и она использует многогрупповую библиотеку оцененных ядерных данных по нейтронно-физическим свойствам материалов на основе детальных ядерных данных (ENDF/B-VI).
Следовательно, можно сделать вывод о том, что расчет по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем имеет приличную погрешность.
В дальнейших расчетах будем использовать результаты расчета в программном комплексе MCU5-FREE.
В качестве материала топлива используется диоксид урана ( UO 2 ), теплопроводность которого зависит от температуры [2]:
Теплопроводность топлива при различных температурах
Зазор между оболочкой и топливом заполнен гелием при давлении 0.1 МПа. График теплопроводности представлен на рис. [1].
Теплопроводность гелия при различных температурах
Материал оболочки - жаропрочный сплав на основе вольфрама. Теплопроводность вольфрама представлена на рис. [1].
Теплопроводность вольфрама при разных температурах
Теплоноситель - газовая смесь гелия (7.17%) и ксенона (92.82%).
Теплофизические свойства смеси рассчитываются по следующим формулам [3]:
Плотность He-Xe смеси высчитывается по формуле [2]:
- газовая постоянная для данного газа.
Теплофизические свойства теплоносителя представлены на рис. 4.1.4.1 - 4.1.4.3
Теплопроводность теплоносителя при различных температурах
Плотность теплоносителя при различных температурах
Динамическая вязкость теплоносителя при разных температурах.
Максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу, полученный ранее:
Распределение температуры по длине наиболее нагруженного канала:
Распределение температуры теплоносителя по высоте в наиболее нагруженном канале
Поскольку вытеснители сделаны таким образом, что все ячейки идентичны (рис. 4.2.2.1), гидравлический диаметр можно рассчитать по одной ячейке (рис 4.2.2.2):
Изменение значения числа Рейнольдса по высоте активной зоны:
Значение числа Рейнольдса по длине канала
Число Нуссельта (в диапозоне, Pr< 20)[4]:
Значение числа Нуссельта по длине канала
Значение коэффициента теплоотдачи по длине канала
Распределение температуры теплоносителя и наружной стенки твэла по высоте активной зоны
Температура внутренней стенки оболочки определяется по формуле:
Ввиду небольшой толщины оболочки и высоких значений теплопроводности, разность температур на внешней и внутренней стороне оболочки незначительная и не видна на графике.
Температура стенки таблетки определяется по формуле:
Распределение температуры теплоносителя, наружной стенки оболочки и стенки таблетки по высоте активной зоны
Среднее объёмное энерговыделение в топливе:
Максимальная температура в цилиндрической таблетке с отверстием и внутренним энерговыделением:
График распределения температуры теплоносителя (К), оболочки, стенки таблетки и отверстия по высоте активной зоны
Как видно из графика, максимальная температура топлива не превысила максимально допустимую 1800°С[2].
Теплоноситель подводится по 4 подводящим трубам диаметром 75 мм и длиной 2600 мм.Потери напора будут при прохождении подводящей трубы, на повороте потока и выходе в сборный коллектор.
Проходное сечение подводящей трубы:
Коэффициент гидравлического сопротивления для широкого диапозона чисел Рейнольдса ([4]:
Гидравлические потери на прохождение проходящей трубы:
Коэффициент гидравлического сопротивления при повороте потока на 60° [4]:
Коэффициент гидравлического сопротивления при выходе в условно-бесконечное пространство [4]:
Гидравлические потери на выходе из подводящей трубы в сборный коллектор:
Суммарные потери на подвод теплоносителя к активной зоне:
В активной зоне гидравлические потери складываются из входа в активную хону через верхнюю опорную решетку, прохождения активной зоны, выхода из активной зоны через нижнюю решетку.
Сперва теплоноситель должен пройти верхнюю решетку, после которой попадает в активную зону. Коэффициент гидравлического сопротивления решетки высчитывается по формуле «вход в трубу через решетку или диафрагму» [4]:
Коэффициент гидравлического сопротивления решетки:
Положение верхней опорной решетки на чертеже
Гидравлические потери на верхней решетке:
Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в межтвэльном пространстве (без навитой проволоки) [4]:
Относительный шаг расположения твэлов:
Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в пространстве твэлов, дистанционированных проволокой «ребро по ребру» [4]:
Значение коэффициента трения по длине аз
Гидравлические потери на трение в активной зоне:
Коэффициент гидравлического сопротивления определяется по формуле «решетка или диафрагма внутри трубы» [4]:
Проходное сечение псле выхода из аз:
Проходное сечение нижней опорной решетки:
Гидравлические потери на нижней опорной решетке:
Плотность расхода по активной зоне:
Гидравлические потери на ускорение:
Гидравлические потери на отвод теплоносителя складываются из входа в отводящую трубу, поворота теплоносителя и прохождения теплоносителем отводящей трубы.
Коэффициент гидравлического сопротивления при входе в трубу из условно бесконечного пространства [4]:
Диаметр проходного сечения отводящей трубы: . Количество отводящих труб: . Скорость теплоносителя в отводящей трубе:
Гидравлические потери на вход теплоносителя в отводящую трубу из условно бесконечного пространства:
Коэффициент местного гидравлического сопротивления при повороте потока на 60°[4]:
Гидравлические потери на поворот потока:
Число Рейнольдса при течении в отводящей трубе:
Коэффициент трения в больших диапозонах чисел Рейнольдса
Общие гидравлические потери на отвод теплоносителя от активной зоны составили:
Суммарные гидравлические потери на прохождение теплоносителем РУ:
Отношение потерь к номинальному давлению в реакторной установке:
Гидравлические потери лежат в допустимом диапазоне.
Составной частью реакторной установки является радиационная защита РУ, предназначенная для обеспечения допустимых уровней реакторного излучения на модуле полезной нагрузки и приборно-агрегатном отсеке, а также на радиационно-чувствительных узлах и элементах подсистем ТЭМ.
На космических аппаратах с ядерным реактором применяется теневая радиационная защита. Радиационная защита РУ образует зону затенения, в которой размещается оборудование и агрегаты ТЭМ.
Основным требованием, предъявляемым к радиационной защите РУ, является обеспечение установленных допустимых уровней реакторного излучения в плоскости радиационных требований, расстояние от реактора до которой устанавливается компоновочными решениями по ТЭМ. ПАО и другие чувствительные к радиации элементы размещаются на максимальном расстоянии от РУ за холодильниками-излучателями в зоне за плоскостью радиационных требований.
Теневая радиационная защита реактора должна обеспечить в контрольной плоскости (плоскости радиационных требований) следующие требования:
- по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10E6 рад (10Е4 Гр);
- по флюенсу быстрых нейтронов (с энергией больше 0‚1 МэВ) - не более 10Е12 1/см 2 .
Важной характеристикой ТЭМ является расстояние от реактора до контрольной плоскости и полуугол тени.
Согласно «Основным положениям по ТЭМ» и предварительным данным ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» в настоящее время контрольная плоскость размещается на расстоянии ~52 м от реактора. Радиационная защита установки выполнена из гидрида лития.
Расчетная схема защитной композиции
Плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ
Получаем плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ на контрольной плоскости.
Рассчитаем флюенс быстрых нейтронов за время 10000ч.
Данное значение флюенса нейтронов удовлетворяет требованиям к защите.
График мощности дозы за защитой РУ.
Значение мощности дозы на удалении 52 м от защиты получаем.
Определим дозу гамма излучения за время 10000 ч.
Данное значение мощности дозы меньше предельного (10 4 Гр), что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к защитной композиции РУ.
Толщина стенки корпуса реактора определяется по модели цилиндрического сосуда, нагруженного внутреннимдавленеием. В качестве материала корпуса используется сплав20Х23Н18
Прочностные характеристики данного сплава при температуре 900°С[5]:
Допустимые напряжения в конструкции:
Корпус считается на внутреннее давление, превосходящее номинальное на 25%:
Толщина корпуса определяется по формуле [6]:
Материал обечайки тот же, что и у корпуса, давление то же. Обечайка не ослаблена отверстиями:
За один шаг твэл должен быть продистанционирован как минимум с тремя твэлами. Тогда шаг закрепления твэла:
Схема закрепления твэла представлена на рис. 7.3.1. Первый и шестойкорни частотного уравнения для такой формы закрепления равны[6]:
Собственная частота, соответствующая 1-й и 6-й формам колебаний твэла[6]:
Частота колебаний твэла лежит в пределах ;
Число Струхаля для турбулентного потока с [7]:
Максимальная скорость теплоносителя в активной зоне:
Частота образования вихрей в турбулентном потоке:
Циклическая частота образования вихрей:
Получено, что циклическая частота образования вихрей в потоке теплоносителя на порядок ниже собственной частоты колебания твэла.
1. В.С. Чиркин. Теплофизические свойства материалов. Атомиздат Москва, 1968.
2. П.В. Марков, В.И. Солонин. Курс лекций по дисциплине «Расчет и проектирование ядерных реакторов»
3. П.Л. Кириллов. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Энергоатомиздат, 1990.
5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Энергоатомиздат, 1989.
6. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. -- М.: Энергоатомиздат. 1992.
Общая характеристика и функциональные особенности ядерной энергодвигательной установки, ее назначение и сферы использования. Внутреннее устройство и принцип работы данной установки, главные компоненты и их функции: двигатель и холодильник-излучатель. реферат [226,6 K], добавлен 07.10.2016
Характеристика ядерных энергетических установок, преимущества их использования на морских судах. Первое гражданское атомное судно, схема энергетической установки ледокола. Разработка новой реакторной установки в связи с модернизацией транспортного флота. контрольная работа [54,7 K], добавлен 04.03.2014
Особенности разработки судовой реакторной установки ВБЭР-300 мощностью 300 МВт (эл.) с использованием технологий судовых блочных реакторов. Направления оптимизации структуры и масштаба строительства АС с РУ ВБЭР-300 атомной паропроизводящей установки. дипломная работа [1023,0 K], добавлен 26.03.2015
Структура и состав ядерной энергетической установки. Схемы коммутации и распределения в активных зонах. Требования надежности. Виды и критерии отказов ядерной энергетической установки и ее составных частей. Имитационная модель функционирования ЯЭУ-25. отчет по практике [1,0 M], добавлен 22.01.2013
Уравнения материальных и тепловых балансов для теплообменных аппаратов и точек смешения сред в рабочем контуре ядерной энергетической установки. Определение расхода пара на турбину, паропроизводительности парогенератора и мощности ядерного реактора. контрольная работа [177,6 K], добавлен 18.04.2015
Характеристика и назначение насосной установки. Выбор двигателей насоса, коммутационной и защитной аппаратуры. Расчет трансформатора цепи управления, предохранителей, автоматических выключателей, питающих кабелей. Описание работы схемы насосной установки. курсовая работа [108,8 K], добавлен 17.12.2015
Принципиальная схема двухконтурной утилизационной парогазовой установки. Определение теплофизических характеристик уходящих газов. Приближенный расчет паровой турбины. Определение экономических показателей парогазовой установки. Процесс расширения пара. курсовая работа [1,1 M], добавлен 26.06.2014
Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д. PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах. Рекомендуем скачать работу .

© 2000 — 2021



Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса курсовая работа. Физика и энергетика.
Реферат: Кредит в современных условиях 2
Реферат: Анализ ТЭП предприятия ИП БелВиллесден
Реферат: Монгольское завоевание Китая
Курсовая работа по теме Проектировка цеха по производству керамических плиток для полов с производительностью 2 000 м3/г по ГОСТ 6787-80
Реферат: Чаплиц, Ефим Игнатьевич
Эссе Роль Искусства В Жизни Современного Человека
Методологические Основы Планирования На Предприятии Курсовая
Реферат На Тему Представление
Реферат: Вяземский Петр Андреевич. Скачать бесплатно и без регистрации
Курсовая работа: Измерение вязкости. Скачать бесплатно и без регистрации
Курсовая Работа На Тему Особенности Подбора И Применения Специальных Упражнений Для Обучения Технике Барьерного Бега Юных Легкоатлетов
Маленькие Волшебные Сказки Собственного Сочинения
Реферат: Международная туристическая деятельность в России
Курсовая работа по теме Совершенствование механизма межбюджетных отношений
Реферат по теме Демократия. Сложность определения и недостатки ее практических форм
Дипломная работа по теме Особенности регулирования труда женщин
Курсовая работа по теме Основные направления анализа и оценки организационно-технического уровня производства
Дипломная работа по теме Анализ и совершенствование использования контейнерного парка на контейнерной линии FCDL
Витус Беринг Эссе 8 Класс
Реферат На Тему История Языков Программирования
Внеурочная деятельность школьников по географии - Педагогика курсовая работа
Сергій Васильович Рахманінов - Музыка реферат
Организация работы сестринского персонала со спортсменами высокой квалификации в Красноярском Краевом врачебно-физкультурном диспансере - Медицина дипломная работа