magistrsko delo magistrskega študijskega programa II. stopnje Strojništvo
Oton Strgulec (Avtor), Mihael Sekavčnik (Mentor)

Povzetek

Osrednja naprava hladilnega sistema za hlajenje tehnoloških in varnostnih komponent jedrskih elektrarn je CC (angl. Component Cooling) prenosnik toplote, s katerim odvajamo odvečno toploto iz tehnološkega postrojenja v vseh režimih delovanja jedrske elektrarne. V nalogi obravnavamo določevanje osnovnih tehničnih karakteristik prenosnika toplote na podlagi štirih različnih metod, ki temeljijo na a) termodinamičnem, b) hidravličnem popisu prenosnika toplote z empiričnimi nastavki in c) prostorskih zahtev obstoječega stanja v jedrski elektrarni. Rezultati vseh metod kažejo, da izbira gradiva cevi v prenosniku toplote nima velikega vpliva na preneseni toplotni tok (prehod toplote). Izračunani prehod toplote U je z menjavo gradiva cevi znotraj prenosnika toplote, med metodami v povprečju manjši za 1,4 % glede na obstoječe stanje.

Ključne besede

magistrske naloge;jedrske elektrarne;jedrska elektrarna Krško;hladilni sistemi;cevno-plaščni prenosniki toplote;tehnološke in varnostne komponente;erozivna korozija;

Podatki

Jezik: Slovenski jezik
Leto izida:
Tipologija: 2.09 - Magistrsko delo
Organizacija: UL FS - Fakulteta za strojništvo
Založnik: [O. Strgulec]
UDK: 621.311.25:621.039.534(043.2)
COBISS: 39091971 Povezava se bo odprla v novem oknu
Št. ogledov: 408
Št. prenosov: 126
Ocena: 0 (0 glasov)
Metapodatki: JSON JSON-RDF JSON-LD TURTLE N-TRIPLES XML RDFA MICRODATA DC-XML DC-RDF RDF

Ostali podatki

Sekundarni jezik: Angleški jezik
Sekundarni naslov: Component Cooling System in Nuclear Power Plant
Sekundarni povzetek: The main component of the Component Cooling System in Nuclear Power Plants is the heat exchanger, which dissipates excessive heat from the system amid all the power plant operating regimes. In this thesis there are basic technical characteristics of the heat exchanger determined, based on 4 different methods, which are founded on a) the thermodynamic b) hydraulic definition of the heat exchanger and c) spatial requirements of the existing state in the Nuclear Power Plant. The results of all the methods indicate, that the selection of the tube material inside the heat exchanger does not affect drastically on the total heat transferred. Calculated coefficient of total heat transfer U is within each method on average smaller for 1,4 %, according to the present state of the heat exchanger, due to switching relevant materials.
Sekundarne ključne besede: master thesis;nuclear power plants;Nuclear power plant Krško;cooling systems;shell-tube heat exchangers;component cooling system;erosion corrosion;
Vrsta dela (COBISS): Magistrsko delo/naloga
Študijski program: 0
Konec prepovedi (OpenAIRE): 1970-01-01
Komentar na gradivo: Univ. Ljubljana, Fak. za strojništvo
Strani: XVIII, 132 str.
ID: 12114462