Разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.02.11, кандидат технических наук Хайретдинов, Валерий Умярович

• Хайретдинов, Валерий Умярович
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Хайретдинов, Валерий Умярович

Перечень сокращений, условных обозначений, символов, единиц и терминов.

Введение.

1. Аналитический обзор и постановка задач.

1.1. Общая характеристика водо-водяных реакторов.

1.2. Динамические нагрузки на внутриреакторное оборудование и отклики конструкций 11 1.3 Состояние расчетного анализа внутриреакторных устройств.

1.4. Экспериментальные исследования моделей проектируемых реакторов.

1.5. Предэксплуатационные испытания натурных реакторов.

1.6. Экспериментальный контроль состояния ВКУ при эксплуатации.

1.7. Аномальные эффекты и повреждения.

1.8. Этапы, методы и средства настоящих исследований.

1.9. Гидроупругая система внутриреакториого оборудования ВВЭР-1000, ее параметры и методы их контроля.

1.10. Конкретизация задач исследования.

2. Анализ гидродинамических возмущений и воздействий на внутриреакторное оборудование.

2.1. Методы и средства исследования гидродинамической нестабильности потока теплоносителя.

2.2. Основные источники пульсации давления в потоке теплоносителя.

2.2.1. Основные источники гидродинамических возмущений в контуре.

2.2.2. Уровень и распределение пульсаций давления по тракту теплоносителя.

2.2.3. Влияние режимов работы оборудования на гидродинамическую нестабильность потока.

3. Параметры динамического отклика и нагруженности реакторного оборудования.

3.1. Исследование характера колебаний элементов внутрикорпусных устройств.

3.2. Динамические напряжения и вибрации в элементах оборудования при различных режимах работы реакторной установки.

3.3 Экспериментально-расчетная оценка собственных частот колебаний внутриреакториого оборудования ВВЭР-1000.

3.3.1. Исследования на физических моделях.

3.3.2. Верификация и применение расчетных методов исследования.

3.3.3. Собственные характеристики натурной конструкции.

4. Обоснование критериев вибронагруженного состояния внутриреакториого оборудования.:.

4.1. Анализ вибропрочности ВКУ и ТВС ВВЭР-1000.

4.2. Подход к выработке критериев вибродинамической нагруженности оборудования.

4.3. Общие закономерности гидродинамического нагружения оборудования реакторной установки с ВВЭР-1000.

4.4. Статистическое обобщение результатов натурных измерений и выработка критериев гидродинамического нагружения оборудования РУ В-320.

4.5. Выработка критериев динамического отклика и вибрационной нагруженности элементов оборудования.

4.6 Критерии приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний.

4.7. Методы и средства пусконаладочного вибродинамического контроля ВКУ и ТВС.

5. Использование критериев приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний.

5.1. Выявление аномальных событий и вибросостояний.

5.2. Возможные нарушения проектных условий раскрепления внутриреакторных элементов.

5.3. Повышение эффективности и оптимизация вибродинамического комплекса СПНИ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000»

Внутриреакторное оборудование ядерных энергетических установок с ВВЭР-1000, включающее внутрикорпусные устройства (ВКУ) и тепловыделяющие сборки (ТВС), в эксплуатационных условиях подвержено действию различного рода динамических нагрузок. Обеспечение вибродинамической надежности ВКУ и ТВС является важнейшим фактором, определяющим безопасность АЭС. Недооценка при проектировании водо-водяных реакторов предыдущего поколения гидродинамических сил от потока теплоносителя привела в свое время к износу и разрушению тепловых экранов, узлов крепления, опорных конструкций и других важнейших элементов ВКУ и ТВС /1-5/. Разработка конструкции элементов внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 проводилась на основе углубленного экспериментально-расчетного анализа рассматриваемых гидроупругих систем. Повышение требований к надежности и безопасности АЭС привело к расширению спектра рассматриваемых динамических нагрузок на ВКУ и ТВС реакторов нового поколения. Так, наряду с вибрациями от потока теплоносителя, при обосновании динамической прочности основного внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 принимаются в расчет возможные сейсмические воздействия, а также интенсивные перепады давления в случае проектной аварии.

В данных условиях эффективным представляется комплексное решение задач обеспечения надежности внутриреакторного оборудования, охватывающее цикл экспериментально-расчетных исследований на стадии разработки конструкции, проверку и подтверждение основных проектных решений в ходе предэксплуатационных испытаний при вводе энергоблоков АЭС в эксплуатацию, а также обоснование эксплуатационного ресурса ВКУ и ТВС.

В связи с вышеизложенным и с учетом интенсификации (начиная с 2000 г.) работ по вводу в строй энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 особую важность приобретает задача разработки методики предэксплуатационных динамических испытаний и измерений, включая применение критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля основного оборудования реакторных установок при вводе АЭС в эксплуатацию, что и составляет предмет настоящей работы.

Целыо работы является разработка методики контроля вибродинамической нагру-женности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 на основе комплекса экспериментально-расчетных исследований, включавших: изучение возмущающих гидродинамических сил (выявление основных параметров, характеризующих нестабильность течения, и путей улучшения гидродинамики проточной части); исследование фактической вибронагруженности элементов конструкций в ходе стендовых испытаний и их оптимизация по условиям вибропрочности, что, в свою очередь, предполагает изучение вибрационных характеристик конструктивных элементов (форм и частот собственных колебаний с учетом присоединенных масс жидкости, диссипативиых сил), а также анализ вибронагруженности при непроектных условиях закрепления внутрире-акторного оборудования; выбор оптимальных методов и средств контроля вибродинамической нагруженно-сти ВКУ и ТВС в натурных условиях; проведение натурных динамических испытаний и предэксплуатационных измерений параметров вибрационного поведения внутриреакторного оборудования с последующим статистическим обобщением полученных данных;

О обоснование критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля динамики ВКУ и ТВС, обеспечивающих надежность контролируемого оборудования в течение проектного ресурса по условиям вибропрочности и износа.

Структура задач настоящих диссертационных исследований представлена следующей схемой:

Этапы внутриреакториых Содержание работ виброисследований

Задачи атомной энергетики о

-а

Е о о я а a

S г я a я

Натурные н модельные вибродинамические исследования внутриреакторного оборудования серийного ВВЭР-1000 гидродинамических нагрузок динамических характеристик и откликов

Верификация расчетных методов анализа динамики ВКУ и ТВС напряженно-деформированного состояния

Подтверждение подобия предшествующим испытаниям

Обобщенное обоснование вибропрочности

Методы и средства пусконаладочного виброконтроля ВКУ и ТВС

Критерии пусконаладочного виброконтроля

Соответствие критериям или выявление аномальных событий и вибросостояний о. о и О

С w i й И я *

•л Л t- I

0 >а я *

1 g а о

- i S 3§

5 X Ч

J J- и

V о U о я m я со

5 м g ч с

Заключение диссертации по теме «Методы контроля и диагностика в машиностроении», Хайретдинов, Валерий Умярович

4.5.4. Основные результаты натурных виброисследований, выполненных на всех введенных в эксплуатацию серийных блоках АЭС с ВВЭР-1000, могут быть сведены к следующим.

Колебания основного оборудования РУ в потоке теплоносителя являются вынужденными. Так, из графиков спектральной плотности динамических напряжений в шахте реактора (рис. 3.1) видно, что в колебаниях преобладают частотные составляющие, связанные с работой ГЦН (16,6; 33,2; 49,8 и 99,6 Гц), а также с собственными колебаниями теплоносителя (0,8; 7,2; 10,0 Гц). Основная мощность спектров сосредоточена в частотном диапазоне до 200 Гц. В спектрах сигналов датчиков, установленных на исследуемых элементах, присутствуют также составляющие с более широкополосными максимумами спектральной плотности, характерными для демпфированных колебаний на собственных частотах исследуемого оборудования.

Для шахты к частотным составляющим спектров, полученным в процессе ХГО практически на всех исследованных блоках, определяемым собственными колебаниями, относятся частоты 5; 10; 14; 19; 24,49,64 Гц.

В спектрограммах, полученных по показаниям тензоакселерометров, установленных на головках ТВС, присутствует высокодобротный резонанс на частоте 3,0 Гц. Для спектров сигналов датчиков, установленных на обечайке БЗТ, характерно наличие частоты собственных колебаний 43 Гц.

В целом интенсивность собственных колебаний исследуемых элементов невелика, что объясняется значительным демпфированием (логарифмический декремент колебаний достигает 0,3) и что хорошо иллюстрируется на примере спектрограмм динамических напряжений в сходственных точках шахты головных реакторов ВВЭР-1000, построенных с использованием линейных масштабов (рис. 4.3), где преобладают составляющие с частотами возмущающих сил.

4.5.5. Анализ результатов динамических измерений на головных РУ с ВВЭР-1000 выявил наиболее вибронагруженные элементы исследуемого оборудования, что было подтверждено при проведении последующих измерений. Обобщение данных СПНИ позволило получить максимальные значения численных характеристик вибронагруженности оборудования РУ В-320 при проектных условиях по его изготовлению, сборке, наладке и эксплуатации.

Наиболее нагруженным элементом ВКУ является внутрикорпусная шахта. Уровень динамический напряжений и вибраций, замеренных в этом контролируемом элементе ВКУ, не превышал соответственно 0,8 МПа и 0,8 g по максимальным амплитудам. При этом, как и в случае пульсаций давления, уровень вибронагруженности шахты зависит не столько от расхода теплоносителя через реактор, сколько от сочетания работающих ГЦН. При несимметричном гидродинамическом нагружении внутриреакторного оборудования при работе трех ГЦН наблюдались значительные уровни динамических напряжений и виброускорений этого элемента. Во всех исследованных режимах остальные контролируемые элементы оборудования РУ нагружены меньше, чем шахта. Максимальные амплитуды динамических напряжений и вибраций обечайки БЗТ не превышают соответственно 0,4 МПа и 0,3 g. Значения аналогичных характеристик виброускорений элементов ИТВС (головки, направляющих каналов и имитаторов твэл) не превышали 0,6 g.

Slf), кПа

80

40

SS=139 к Па U

-Н

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

Гц

10 20 30 40 50 60 а - блок 1 Балаковской АЭС; б - блок 1 Запорожской АЭС; в - блок 5 АЭС «Козлодуй»

Рисунок 4.3. Спектрограммы динамических напряжений в сходственных точках шахты головных реакторов ВВЭР-1000

4.5.6. Как и для пульсаций давления, разработка контрольных (нормативных) значений динамических напряжений и вибраций первоначально была выполнена на основе многофакторного дисперсионного анализа результатов пусконаладочных измерений головных серийных установок с ВВЭР-1000.

При этом была реализована аналогичная схема дисперсионного анализа с теми же учитываемыми факторами, что и при анализе пульсаций давления.

Отличительной особенностью данного вида статистических обобщений являлось то, что при дисперсионном анализе напряжений и вибраций в качестве исходных данных использовался не весь массив результатов измерений, а только те данные, которые соответствовали проектным закреплениям элементов. В частности, из рассмотрения исключались результаты измерений на холодной обкатке, поскольку при этом реализуются другие граничные условия за счет того, что разделитель потока не касается шахты. Кроме того, проводилось сопоставление частот собственных колебаний рассматриваемых элементов с результатами исследований их виброхарактеристик на моделях, которые определялись при известных упруго-динамических характеристиках опорных узлов. Результаты анализа в виде контрольных значений максимальных амплитуд и частотных составляющих динамических напряжений и вибраций в контролируемых элементах ВКУ вошли в качестве одного из приемочных критериев в проектную документацию.

4.5.7. Для получения критериев параметров динамического отклика и вибронагру-женности оборудования РУ В-320 было проведено статистическое обобщение результатов пусконаладочных измерений практически всех действующих серийных блоков АЭС с ВВЭР-1000. Рассматривались только режимы, при которых обеспечивалось проектное закрепление элементов конструкций. Обобщение проводилось при доверительной вероятности 0,95. В качестве критериев динамического отклика и вибронагруженности оборудования РУ были приняты контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов виброускорений и динамических напряжений, а также контрольные спектральные маски вибрационных процессов. Подход к получению контрольных спектральных масок виброускорений и динамических напряжений тот же, что и для пульсаций давления в различных зонах гидравлического тракта РУ. Они строятся на основе базовых частот, наиболее характерных для обобщенных спектров вибраций и/или динамических напряжений в контролируемых элементах. Интенсивность каждой частотной составляющей соответствует верхней границе доверительного интервала среднеквадратических значений виброускорений или динамических напряжений по обобщаемым данным при доверительной вероятности 0,95. В спектральной маске ширина каждой частотной полосы соответствует реальному диапазону изменения базовой частоты (с учетом шага дискретизации и расширения полос), полученному в результате статистического обобщения результатов натурных измерений. Нижняя граница интенсивности процесса в спектральных масках виброускорений и динамических напряжений определяется проявлениями и присутствием в измеренных сигналах широкополосного случайного шума.

4.6 Критерии приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний

4.6.1. Система контроля характеристик вибрационной нагруженности внутри-корпусных устройств, являющаяся составной частью СПНИ, предназначена для выполнения следующих задач:

1) получение информации о вибронапряженном состоянии внутриреакторных элементов и характере гидродинамических нагрузок на них;

2) оценка соответствия полученных данных проектным;

3) выявление и регистрации непроектных (аномальных) явлений и процессов, влияющих на работоспособность и прочность контролируемого оборудования;

4) систематизация информации о величинах и спектрах динамических нагрузок на элементы ВКУ в условиях максимально приближенных к эксплуатационным.

Также как и для других систем, исходя из решаемых задач, критерии приемлемости результатов динамических измерений характеристик вибрационной нагружепности ВКУ и ТВС были приняты по параметрам гидродинамического возбуждения, динамического отклика и вибронагруженности контролируемых элементов.

В качестве критериев используются контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов, а также контрольные спектральные маски динамических процессов, определенные с помощью статистического обобщения результатов СПНИ РУ В-320.

4.6.2. При проведении экспресс-анализа данных СПНИ с использованием вышеуказанных критериев приемлемость результатов обеспечивается непревышением контрольных значений, спектрограммы исследуемых процессов также не должны превышать контур контрольных спектральных масок.

Обобщение параметров отклика ВКУ и их вибронапряженного состояния показало, что характерными зонами и элементами являются: по динамическим напряжениям и виброускорениям - обечайка шахты в зонах входных и выходных патрубков, обечайка шахты в нижнем сечении, обечайка БЗТ. Контрольные значения параметров, обеспечивающих приемлемость результатов пусконаладочных динамических испытаний ВКУ реактора, приведены в табл. 4.2, контрольные спектральные маски представлены на рис. 4.4 - 4.7.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На основе комплекса лабораторных, стендовых и натурных исследований внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 разработана методика, использование которой позволило определить вибрационные характеристики основных несущих конструкций, включая частоты и формы низших собственных колебаний внутрикорпусной шахты реактора и ТВС.

Выявлены и оценены факторы, определяющие параметры вибродинамического поведения ВКУ и ТВС ВВЭР-1000 в стационарных и переходных режимах.

Подтвержден вынужденный характер колебаний внутриреакторного оборудования под действием частотных составляющих, генерируемых ГЦН, а также широкополосного спектра динамических нагрузок движущегося теплоносителя.

Разработаны критерии приемлемости гидродинамической нестабильности потока теплоносителя в первом контуре, динамического отклика и вибронагруженности элементов оборудования РУ, включающие в себя контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов, а также контрольные спектральные маски динамических процессов.

Определен и включен в пусконаладочную документацию объем и состав динамических испытаний и измерений для применения на вводимых серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000.

Показано, что при непревышении соответствующих контрольных значений вибропрочность внутриреакторного оборудования по условиям усталости и износа обеспечивается в течение проектного ресурса.

Предложена и реализована в проектао-конструкторской документации оптимальная конфигурация систем пусконаладочного виброконтроля внутриреакторного оборудования.

Показана эффективность разработанной и используемой в ходе предэксплуатацион-ных испытаний последовательно пускаемых энергоблоков ВВЭР-1000 системы пусконала-дочных динамических измерений ВКУ и ТВС как базисного инструмента диагностического контроля гидродинамических нагрузок и вибронапряженного состояния внутриреакторного оборудования.

Обеспечено своевременное выявление аномальных вибросостояний контролируемого оборудования в ходе пусконаладочных работ энергоблоков №1 Калининской АЭС, №2 Южноукраинской АЭС, №1 Хмельницкой АЭС, №1 Волгодонской АЭС, №6 АЭС «Козлодуй» и №6 Запорожской АЭС с выработкой рекомендаций, реализация которых привела к снижению показателей гидродинамических возмущений и виброактивности (нагруженности) до уровней проектных значений. =

Определены показатели измерительных каналов и конструктивного исполнения первичных преобразователей, обеспечивающие представительность получаемой информации.

Установлен перечень возможных непроектных условий взаимного раскрепления внутриреакторного оборудования и параметров гидродинамических нагрузок, а также особенности их проявлений в контролируемых характеристиках.

Намечены пути дальнейшего повышения эффективности вибродинамического комплекса СПНИ.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Хайретдинов, Валерий Умярович, 2007 год

1. Абрамов В.В. и др. Динамические напряжения в элементах конструкций, работающих в потоке жидкости // Экспериментальные исследования и расчет напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1975.

2. Петросянц A.M. Атомная энергетика. М.: Наука, 1976.

3. Riesland G.I., Gustafson Е.А. Work performed on fuel channels and the core support plate at Big Rock Point nuclear Power Plant // Trans. Amer. Nucl. Soc., 1965, v. 8.

4. Dubourg M., Assedo R., Cauquelin C., Berriand C., Livolant M., Model experimentation and analysis of flow-induced vibrations of PWR internals.// Nucl. Eng. and Des., 1974, v. 27, No3.

5. Стеколышков B.B., Федоров В.Г., Ляшенко В.В. и др. Исследование колебаний кассет АРК // Динамические деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1978.

6. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И., Демешев Р.С., Рекшня Н.Ф. Конструирование ядерных реакторов. Под общей ред. Н.А. Доллежаля, М.: Энергоиздат, 1982.

7. Knodler D., Ruf R. Schwingungsuntersuchungen an den Kerneinbauten des KWU. // Atomwirtschaft, November, 1968.

8. Proc. Technical Meeting "Mitsubishi Heavy Industries", "Marubeni Utility Services", "Knowlegy Experts", Kobe, December 2002.

9. Сидоренко B.A. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат,1977.

10. Каплунов С.М., Гусаров А.А., Дранченко Б.Н. Физическое моделирование динамических процессов ВВЭР // Динамические деформации в энергетическом оборудовании. М.: Наука, 1978.

11. Махутов Н.А., Каплунов С.М., Прусс JI.B. Вибрации и долговечность судового энергетического оборудования. Л.: Судостроение, 1985.

12. An-Yang М. К., Connelly W.H. A computerized method for flow-induced random vibration analysis of nuclear reactor internals. Nucl. Eng. and Des., 1977, v. 42, No2.

13. Bowers G., Howay G. Forced vibrations of a shell inside a narrow water annulus. Nucl. Eng. and Des., 1975, v. 34, No2.

14. Bohm G. J. Natural vibration of reactor internals. Nucl. Sci. and Engng., 1965, v. 22,1. No2.

15. Bohm G. J., Lafaille I. P. Reactor internals response under a blow down accident. First Int. Conf. Struct. Mech. Reactor Technol. Berlin, 1973.

16. Bohm G. J., Nahavandi A. N. Dynamic analysis of reactor internals structures with impact between components. Nucl. Eng. and Des., 1972, v. 18, No2.

17. Sattinger S. S. Experiments on the determination of immersed shell structures mobilities via scale modeling. Journal of Pressure Vessel Technology, 1983, v.105.

18. Desunto D. F. Added muss and hydrodynamic damping of perforated plates vibrating in water. Journal of Pressure Vessel Technology, 1981, v.103.

19. Possa C., Rossini Т., Vanoly C. Surveillance of PWR internals vibrations by means of pressure transducers. Ing. Symp. Vibr. Problem in Industry, Keswick, 1973.

20. P. Ibanez ets. Methods and benefits of experimental structural dynamic evaluation of nuclear power plants. Nucl. Eng. and Des., 1981, v. 64, Nol.

21. Bastl W. Measuring and analysis methods applied on-line vibration and noise monitoring in PWR power plants. Nucl. Eng. and Des., 1974, v. 28, No3.

22. Bauernfeind V. Vibration and pressure signals as sources of information for an on-line vibration monitoring system in PWR power plants. Nucl. Eng. and Des., 1977, v. 40, No2.

23. Daubert A., Pugnet L., Boulot F., Warlusel A., Barrouillet A. Analysis des principals instabilities hydrauliques et des problems hydroilastiques dans les reactuers a cau pressurisee. Programme d'ctude. "Houille blanche", 1971,26, No5.

24. Махутов H.A., Драгунов Ю.Г., Фролов K.B. и др. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов. М.: Наука, 2004.

25. Фролов К.В., Антонов В.Н. Колебания оболочек в жидкости. М.: Наука, 1983.

26. Григолюк Э.И., Шклярчук Ф.Н. Уравнение возмущенного движения тела с тонкостенной упругой оболочкой, частично заполненной жидкостью // ПММ, 1970. Т. 34. Вып. 3.

27. Дайчик M.J1., Пригоровский Н.И., Хиршудов Г.Х. Методы и средства натурной тензометрии. М.: Машиностроение, 1989.

28. Жукаускас А.А., Улинскас Р., Катинас В.И. Гидродинамика и вибрации обтекаемых пучков труб-// Под ред. А. Жукаускаса. Вильнюс: Мокслас, 1984.

29. Ильгамов М.А. Колебания упругих оболочек, содержащих жидкость и газ. М.: Наука, 1969.

30. Авербух А.З., Вейцман Р.И., Генкин М.Д. Колебания элементов конструкций в жидкости.М.: Наука, 1987.

31. Ушаков Ю.А. Особенности расчета неустановившихся осесимметричных колебаний шахты ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 4. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. 1987.

32. Антонов В.Н. Колебания соосных цилиндрических оболочек, частично заполненных сжимаемой жидкостью // Изв. АН СССР. Сер. МТТ, 1977, №3.

33. Гонткевич B.C. Собственные колебания оболочек в жидкости. Киев, Наукова Думка, 1964.

34. Мнев Е.Н. Колебания круговой цилиндрической оболочки, погруженной в замкнутую полость, заполненную идеальной сжимаемой жидкостью. Труды II Всес. Конференции по теории пластин и оболочек. Киев, 1962.

35. Chung Н., Turula P., Mulcahy Т.М. and Jendrzejczyk J.A. Analysis of a cylindrical shell vibrating in a cylindrical fluid region. // Nucl. Eng. and Des., 1981, v. 63, Nol.

36. Багдасарян Г.Е. Колебания коаксиальных цилиндрических оболочек с зазором, частично заполненным жидкостью. Изв. АН Арм.ССР, 1968, Механика, XXI, №4.

37. Krajcinovic D. Vibration of two coaxial cylindrical shells containing fluid, "Nuclear Engineering and Design", 1974, v.30, No 21.

38. Kulan R.F. A finite element formulation for fluid-structure interaction in three-dimensional space. Journal of Pressure Vessel Technology, 1981, v.103/183.

39. Перов C.JI. Конечно-элементное моделирование динамики конструкций в жидкости.// Вестник МГТУ им. Н.Э.Баумана. Сер. Естественные науки, 1999(3), №2.

40. Penzes L.E. Theory of pump-induced pulsating coolant pressure in pressurized water reactor. Nucl. Eng. and Des., 1974, v. 27, No2.v 42. Perov S., Altstadt E., Werner M. Vibration analysis of the pressure vessel internals of

41. WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structure interaction.// Ann. Nucl. Energy, 2000, v.27.

42. Фролов K.B., Махутов H.A., Каплунов C.M. и др. Динамика конструкций гидроаэ-роупругих систем. М.: Наука, 2002.

43. An-Yang М. К., Galford J. Е., SMIRT-6, Nucl. Eng. and Des., 1982, v. 70, No3.

44. Ушаков Ю.А., Юременко В.П. Анализ балочных колебаний ВКУ ВВЭР-1000.// ^ Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984.

45. Юременко В.П. Методика расчета продольных колебаний внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 при максимальной проектной аварии.// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып.4. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, 1987.

46. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002.

47. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. О колебаниях системы цилиндрических оболочек с жидкостью и пучком стержней // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник трудов 3-й Всероссийской научнотехнической конференции, Подольск, 26-30 мая 2003.

48. Takenchi К., Desanto D. Е. Experiment and analysis of shell model in-water frequencies of a 1/24 scale core barrel model. Nucl. Eng. and Des., 1980, v. 59, No2.

49. Assedo R., Castello G., Epstein A., Gibert R. J. Vibration studies on a three-loop PWR internals model. SMIRT-5,1979.

50. Bastl W. Vibration measurement and analysis in nuclear power plant. SMIRT-2,1973.

51. Jeanpiewe F., Livolant M. Experimental and theoretical methods for assessment of flow-induced vibrations of nuclear reactor internal structures. SMIRT-3,1975.

52. An-Yang M. K., Jordan К. B. Dynamic pressure inside a PWR-A study based on laboratory and field test data. Nucl. Eng. and Des., 1980, v. 58, Nol, 1980.

53. Bohm G. J. Analytical problems associated with core support structure of PWR. Nucl. Eng. and Des., 1974, v. 26, No2.

54. Махутов H.A., Фролов K.B., Драгунов Ю.Г. и др. Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов. М.: Наука, 2001

55. Regulatory Guide 1.20. Comprehensive vibration assessment program for reactor internals during preoperational and initial startup testing. USNRC, 1975.

56. Дранченко Б., Усанов А., Хайретдинов В. Обоснование эксплуатационной вибронадежности ВВЭР-1000 по результатам пусконаладочных измерений. Энергетика, 1991, №2(6).

57. Thie J. A. The third specialists meeting on reactor noise. Nucl. Safety, 1982, v. 23, No5.

58. Булавин B.B., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях.// Атомная энергия, 1995, Т.79, Вып.5.

59. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. Под ред. А. А. Абагяна. М.: Энергоатом издат, 2004.

60. Дранченко Б.Н., Драгунов Ю.Г., Портнов Б.Б., Селезнев А.В. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.

61. Рясный С.И. Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водяным теплоносителем. М.: Энергоатомиздат, 2006.

62. Федорович Е.Д., Фокин Б.С., Аксельрод А.Ф., Гольдберг Е.Н. Вибрации элементов оборудования ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1989.

63. Beavers G.S., Plunkett R. Modeling of flow-induced vibrations in heat exchangers and nuclear reactors. ASME, 1974, ser. D, No4.

64. Махутов H.A., Гусаров A.A., Каплунов C.M. и др. Вибропрочность оборудования АЭС. Проблемы машиностроения и автоматизации, №22,1988.

65. Аркадьев Е.Д., Каплунов С.М., Шитова Л.И., Владимирова И.М. Определение собственных частот и форм колебаний жидкого теплоносителя в замкнутом контуре. М.: Теплоэнергетика, 1990

66. Смирнов Л.В. Математические модели динамики и устойчивость систем принудительной циркуляции теплоносителя. М.: Энергоатомиздат, 1992.

67. Никитина Л.И., Шарый Н.В. О собственных колебаниях теплоносителя в главном циркуляционном контуре установки ВВЭР // Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М., 1977.

68. Логвинов С.А., Оншин В.П., Салий Л.А., Ульяновский В.Н. Исследование пульсаций давления теплоносителя в проточной части реакторов типа ВВЭР-440 // Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М., 1977.

69. Хайретдинов В.У., Родионов А.Б., Марченков А.А. Контроль геометрических параметров и механических характеристик ТВС в натурных условиях. Сборник тезисов докладов 3-ей НТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2003.

70. Дранченко Б.Н., Хайретдинов В.У. Испытания цилиндрических моделей шахты реактора на действие импульсных нагрузок. Тезисы докладов 2-ой НТК «Гидроупругость и долговечность конструкций энергетического оборудования», Каунас, 1990.

71. Хайретдинов В.У., Абрамов В.В., Домашова Е.А. Экспериментально-расчетные исследования вибраций внутриреакторного оборудования ВВЭР. Сборник докладов семинара «Виброакустическая диагностика ЯЭУ», Обнинск, 2006 (в печати).

72. Бендат Дж., Пирсол А. Применение корреляционного и спектрального анализа. Москва, Мир, 1983.

73. Вест И. Голографическая интерферометрия. Москва, Мир, 1982.

74. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86. Москва, Энергоатомиздат, 1989.

75. Евдокименко В.В., Шарый Н.В., Юременко В.П. Разработка методического обеспечения динамических характеристик ВКУ ВВЭР. 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2003.

76. Шарый Н.В., Семишкии В.П., Пиминов В.А., Драгунов Ю.Г. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР. М.: ИздАТ, 2004.

77. Математическая теория планирования эксперимента. Под редакцией Ермакова С.М. М: Наука, 1983.

78. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Шамаркин Г.Н., Игнатьев П.С., Вахрушев П.А., Тарханов В.В. Метрологическое обеспечение средств СПНИ ВВЭР-1000. Сборник тезисов докладов международного форума «Приборостроение 2002», Екатеринбург, 2002.

79. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Ляшенко В.В., Вахрушев П.А., Моторнов Г.В., Тарханов. В.В. Датчики и системы для пусконаладочного контроля первого контура водо-водяных энергетических реакторов. «Датчики и системы», Москва, СенСиДат, 2005.

80. Добрынин С.А., Фельдман М.С., Фирсов Г.И. Методы автоматизированного исследования вибрации машин. М.: Машиностроение, 1987.

81. Шелепин Н.А. Кремниевые МЭМС. Основные направления и возможности развития на базе отечественной микроэлектронной технологии. Сборник материалов XIV Научно-технической конференции «Датчик-2002», Москва, 2002.

82. Бочаров Л.Ю., Мальцев П.П. Состояние и перспективы развития микроэлектромеханических систем за рубежом. Микросистемная техника, 1999.

83. Maxwel J.H. Vibration analysis pinpoints coupling problems. Texas: Hydrocarbon processing, 1980.