| | SLO | ENG | Piškotki in zasebnost

Večja pisava | Manjša pisava

Izpis gradiva

Naslov:Primerjava reaktorske tlačne posode II. in III. generacije
Avtorji:Gračner, Gregor (Avtor)
Marn, Jure (Mentor) Več o mentorju... Novo okno
Datoteke:.pdf UNI_Gracner_Gregor_2012.pdf (4,10 MB)
 
Jezik:Slovenski jezik
Vrsta gradiva:Diplomsko delo/naloga (mb11)
Tipologija:2.11 - Diplomsko delo
Organizacija:FS - Fakulteta za strojništvo
Opis:Diplomsko delo zajema splošno primerjavo reaktorske tlačne posode II. generacije z reaktorsko tlačno posodo III. in III.+ generacije, s konkretnimi predstavniki. Glavni del diplomske naloge je pregled scenarijev majhne izlivne nezgode za dva reaktorja III.(III.+) generacije in sicer EPR in AP1000. Za analize so uporabljeni rezultati, ki so pridobljeni s pomočjo testnega objekta APEX-1000, ki simulira reaktor AP1000 in testnega objekta PKL, ki simulira reaktor EPR. Rezultati prikazujejo termohidravlične razmere v primarnem sistemu reaktorja v primeru različnih scenarijev nezgod in potrjujejo začetno tezo, da so varnostni sistemi, v primeru majhne izlivne nezgode, zmožni popolnoma varno odvajati zaostalo toploto iz sistema.
Ključne besede:reaktor NEK, reaktor AP1000, reaktor EPR, reaktorska tlačna posoda, majhna izlivna nezgoda, termohidravlični kriteriji, pasivni varnostni sistem, testni objekt APEX-1000, testni objekt PKL
Leto izida:2012
Založnik:[G. Gračner]
Izvor:Maribor
UDK:621.039.536.2(043.2)
COBISS_ID:16385814 Povezava se odpre v novem oknu
NUK URN:URN:SI:UM:DK:MPFVRZ4O
Število ogledov:1120
Število prenosov:189
Metapodatki:XML RDF-CHPDL DC-XML DC-RDF
Področja:KTFMB - FS
:
  
Skupna ocena:(0 glasov)
Vaša ocena:Ocenjevanje je dovoljeno samo prijavljenim uporabnikom.
Objavi na:AddThis
AddThis uporablja piškotke, za katere potrebujemo vaše privoljenje.
Uredi privoljenje...

Postavite miškin kazalec na naslov za izpis povzetka. Klik na naslov izpiše podrobnosti ali sproži prenos.

Sekundarni jezik

Jezik:Angleški jezik
Naslov:Comparison of reactor pressure vessel
Opis:The diploma thesis contains basic comparison of reactor pressure vessel of II. generation and of the reactor pressure vessel of III. and III. + generation with concrete representatives. The main part of diploma thesis is the review of scenarios of small-break loss of coolant accident (SB-LOCA) for two reactors of III.(III.+) generation which are EPR and AP1000. For the analyses, results, gained with the help of test facility APEX-1000 which simulates the reactor AP1000 and test facility PKL that simulates the reactor EPR, are used. The results show thermohydraulic conditions in reactors’ primary system in case of different accident scenarios and confirm the earlier thesis that security systems are, in a case of small-break loss of coolant accident, absolutely capable to safely divert the residual heat from the system.
Ključne besede:reactor NEK, reactor AP1000, reactor EPR, reactor pressure vessel, small-break loss of coolant accident, thermohydraulic criteria, passive safety system, test facility APEX-1000, test facility PKL


Komentarji

Dodaj komentar

Za komentiranje se morate prijaviti.

Komentarji (0)
0 - 0 / 0
 
Ni komentarjev!

Nazaj
Logotipi partnerjev Univerza v Mariboru Univerza v Ljubljani Univerza na Primorskem Univerza v Novi Gorici