Вибрационные исследования внутриреакторного оборудования ВВЭР на различных этапах жизненного цикла в задаче управления сроком службы АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Усанов, Александр Иванович

• Усанов, Александр Иванович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Усанов, Александр Иванович

Введение. ^

Глава 1. Обзор виброшумовых исследований реакторов с водой под давлением.

1.1. Основные направления исследований вибрации внутриреакторного оборудования в потоке теплоносителя.

1.2. Первые натурные измерения параметров вибрации реакторов ВВЭР.

1.3. Опыт виброшумового контроля реакторов в ходе эксплуатации.

1.4. Стендовые виброисследования с применением масштабных моделей.

1.5. Расчетное моделирование вибросостояний реактора.:

1.6. Выводы по главе 1.

Глава 2. Вибрационные исследования на этапе проектирования.

2.1. Цели, задачи и методики исследований применительно к реактору ВВЭР-1000.

2.2. Виброхарактеристики исследованного оборудования.

2.3. Гидродинамическая нестабильность потока.

2.4. Колебания оборудования в потоке теплоносителя.

2.5. Пересчет результатов на натурную конструкцию.

2.6. Выводы по главе 2.

Глава 3. Измерения параметров вибрации ВКУ на этапе пусконаладочных испытаний.

3.1. Общие положения.

3.2. Экспериментальные результаты.

3.3. Разработка контрольных (допускаемых) значений параметров вибрации ВКУ.

3.4. Выводы по главе 3.

Глава 4. Эксплуатационный виброшумовой контроль ВКУиТВС.

4.1. Роль СВШК в задаче обеспечения назначенного и продленного сроков службы ВКУ.

4.2. Виброконтроль внутриреакторного оборудования

ВВЭР-1 ООО на этапе назначенного срока службы.

4.3. Виброконтроль оборудования ВВЭР-440 на этапах назначенного и продленного периода эксплуатации.

4.3.1. Сводка вибросостояний ВВЭР-440.

4.3.2. Работы при продлении назначенного срока службы.

4.3.3. Разработка контрольных (допускаемых) значений параметров вибрации реакторов В

4.4. Выводы по главе 4.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Вибрационные исследования внутриреакторного оборудования ВВЭР на различных этапах жизненного цикла в задаче управления сроком службы АЭС»

Проблема вибрации внутриреакторного оборудования в потоке теплоносителя имеет длительную и весьма драматичную историю.

При проектировании первого поколения водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) значение гидродинамических возмущающих сил недооценивалось и, соответственно, не было уделено достаточного внимания вопросам обоснования вибропрочности проектируемого оборудования.

Однако уже на этапе ввода в действие головного реактора ВВЭР-1 на Нововоронежской АЭС, а именно, при ревизии оборудования после его обкатки, было обнаружено, что из-за воздействия теплоносителя произошли повреждения сетчатых фильтров во входных коллекторах парогенераторов, а также швов приварки граненого пояса «корзины» реактора [1]. Таким образом, первые же месяцы работы реактора показали, что в проточной части установки действуют грозные (и на тот период неизученные) гидродинамические силы.

Последующее десятилетие эксплуатации установок ВВЭР, как и западных реакторов с водой под давлением, подтвердило серьезность проблемы, поскольку в эти годы произошел ряд внезапных повреждений оборудования от вибрации в потоке теплоносителя.

Именно с тех лет начала вырабатываться стратегия вибрационных исследований внутрикорпусных устройств и топливных сборок реакторов ВВЭР. По ряду причин (сложность проблемы, переоценка результатов первых успешных ремонтов поврежденного от вибрации оборудования, ведомственная разобщенность) выработка этой стратегии растянулась на многие десятилетия. Показательно, что и само отношение к проблеме колебаний оборудования в потоке теплоносителя было подвержено колебаниям.

Являясь участником вибрационных исследований реакторов ВВЭР на этапах их проектирования, ввода в действие и эксплуатации на этапах назначенного и продленного сроков службы, а также будучи, в определенной степени, участником выработки этой стратегии, автор в настоящей работе попытался обобщить приобретенный опыт с акцентированием внимания на взаимосвязи методов и результатов виброисследований на различных этапах жизненного цикла реакторных установок.

Автор считает своим долгом выразить глубокую благодарность доктору технических наук А.И.Трофимову, а также кандидатам технических наук Г.В.Аркадову и В.И.Павелко за ряд ценных замечаний, сделанных ими в процессе исследований и при обсуждении настоящей работы.

Актуальность работы определяется следующими основными обстоятельствами.

1 Эксплуатирующая организация российских АЭС совместно с обеспечивающими предприятиями реализует программу продления назначенного срока службы действующих энергоблоков АЭС, которая в последнее время рассматривается в рамках более широкой задачи управления сроком их службы.

Решение этих задач включает следующие направления деятельности:

- подтверждение и поддержание эксплуатационной надежности незаменяемых элементов реакторов со смягчением, при необходимости, условий их эксплуатации для возможности продления срока их службы на 15-25 лет;

- своевременная замена элементов, выработавших ресурс;

- поддержание работоспособности остальных элементов средствами системы технического обслуживания и ремонта, включая модернизацию и реконструкцию.

Применительно к внутрикорпусным устройствам (ВКУ) и топливным сборкам (TBC) энергетических реакторов ни одно из вышеуказанных мероприятий не может быть реализовано без детального знания особенностей гидроупругого взаимодействия внутриреакторного оборудования с потоком теплоносителя, фактического технического состояния оборудования и прогноза по его возможной деградации при дальнейшей эксплуатации энергоблоков. Это требует аккумулирования знаний по возможным вибросостояниям внутриреакторного оборудования, а также усиления- эксплуатационного контроля реакторов в конце назначенного срока службы и на этапе продленного периода эксплуатации.

2. С 2007 г. идет реализация программы увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках концерна «Энергоатом».

Одним из направлений программы является увеличение тепловой мощности энергоблоков с ВВЭР до 103-107% от проектной.

Поскольку при этом неизбежно произойдет изменение вибросостояний ВКУ и топливных сборок, методики натурного виброконтроля и расчетного I анализа должны выступить в качестве инструмента, определяющего условия и саму возможность такого повышения мощности.

3. В последние годы проводится непрерывная модернизация конструкций топливных сборок ВВЭР, одной из основных задач которой является повышение их виброустойчивости. Подтверждением эффективности проводимых модернизаций может быть может быть только эксплуатационный контроль вибрационных состояний новых конструкций топливных сборок на этапе опытной эксплуатации.

Цель диссертации заключается в определении параметров, характеризующих вибрационную нагруженность ВКУ и топливных сборок реакторов типа ВВЭР, а также допускаемых диапазонов изменения этих параметров для возможности управления сроком службы внутриреакторного оборудования.

Научная новизна полученных результатов состоит в том, что:

1. Вопросы определения и прогнозирования вибросостояний реакторов типа ВВЭР рассмотрены комплексно на всех этапах их жизненного цикла с наращиванием банка данных о вибросостояниях ВКУ и топливных сборок по итогам стендовых испытаний, пусконаладочных вибрационных измерений, эксплуатационного виброконтроля, а также расчетного анализа виброхарактеристик.

2. Обоснована возможность практического применения сигналов нейтронного потока в системах виброшумовой диагностики реакторов ВВЭР с определением точности оценивания спектральных характеристик данных сигналов.

3. По результатам проведенного комплекса работ выявлены низшие моды колебаний внутриреакторного оборудования ВВЭР, которые реализуются при износах опорных конструкций элементов реактора и составляют основу раннего выявления непроектных вибросостояний реактора.

4. Разработаны диагностические уставки, выход за которые означает наступление непроектного вибрационного состояния и необходимость корректирующих действий (ремонт, модернизация или замена элементов внутриреакторного оборудования).

Степень достоверности результатов исследований подтверждается:

1. Использованием методик многофакторного дисперсионного анализа и взаимного спектрального анализа результатов исследования.

2. Удовлетворительным соотношением расчетных и экспериментально определенных значений виброхарактеристик ВКУ.

Практическая ценность полученных автором результатов заключается в их использовании в практике управления сроком службы внутриреакторного оборудования ВВЭР, включая положительные результаты ремонтов и модернизаций реальных конструкций ВКУ ВВЭР, которые проводились на основании анализа их вибрационных состояний на энергоблоках ВВЭР-1000 в период пусконаладочных работ, а также на реакторах ВВЭР-440 при продлении срока их эксплуатации.

Личное участие автора:

1. Выполнение в качестве ответственного исполнителя стендовых вибрационных исследований крупномасштабной модели ВКУ реактора ВВЭР-1000 и полномасштабных имитаторов TBC ВВЭР-1000 на этапе их проектирования.

2. Руководство пусконаладочными вибрационными измерениями ВКУ и TBC на головных реакторах ВВЭР-1000 по проектам В-187, В-302, В-338, а также приемка результатов таких измерений на серийных ВВЭР-1000 по проекту В-320.

3. Участие в сопровождении эксплуатации систем виброшумовой диагностики на энергоблоках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Дополнительный анализ параметров вибрации ВКУ ВВЭР-1000 (в первую очередь — вибрационных характеристик внутриреакторного оборудования) для решения задач управления сроком его службы.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты интерпретации вибрационных сигналов при стендовых исследованиях, в системах пусконаладочных измерений и системах эксплуатационного виброконтроля с установлением взаимосвязи «спектральные особенности вибрационных сигналов - техническое состояние внутриреакторного оборудования».

2. Обоснование состава средств виброконтроля на этапах пусконаладочных работ и промышленной эксплуатации внутриреакторного оборудования ВВЭР.

3. Математическая вибрационная модель ВВЭР-440, обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик ВКУ.

4. Контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230).

5. Методика раннего выявления непроектных состояний внутриреакторного оборудования ВВЭР для применения в задачах управления сроком его службы.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: международный семинар «Теплофизические аспекты безопасности АЭС» (Обнинск, 1990 г.); отраслевой семинар министерства РФ по атомной энергии «Современные методы и средства диагностики ЯЭУ» (Обнинск, 2001 г.); 2-я, 3-я и 4-я международные научно-технические конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003, 2005 гг.); 4-й, 5-й и 6-й международный семинар «Моделирование и экспериментальная поддержка эксплуатации топлива реакторов ВВЭР» (Болгария, Албена, 2001, 2003 и 2005 гг.); 9-я международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2005 г.); 2-я, 5-я и 6-я международные научно-технические конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2000, 2006 и 2008 гг.).

В первой главе проведен обзор вибрационных исследований реакторов с водой под давлением, начиная с первых виброисследований реакторов типа ВВЭР.

Показана необходимость анализа вибраций внутриреакторного оборудования на всех этапах его жизненного цикла с целью выбора оптимальных технических решений в новых проектах, их проверки в натурных условиях и эксплуатационного виброконтроля для раннего выявления аномальных состояний, а также проверки эффективности мероприятий по модернизации и реконструкции на этапе его эксплуатации.

Во второй главе представлены методики и основные результаты стендовых вибрационных исследований крупномасштабных моделей и фрагментов натурного оборудования ВВЭР-1000.

Определены источники и характер колебаний внутриреакторного оборудования ВВЭР при широкополосном гидродинамическом нагружении. Идентифицированы все сколь-нибудь значимые частотные составляющие колебаний внутрикорпусной шахты, являющейся основным несущим элементом активной зоны.

Показана необходимость уточнения виброхарактеристик оборудования в натурных условиях с привлечением аппарата взаимного спектрального анализа стохастических процессов.

В третьей главе изложены методика и основные результаты пусконаладочных вибрационных измерений ВКУ и TBC головных реакторов серии ВВЭР-1000.

Уточнены параметры, характеризующие вибрационную нагруженность внутрикорпусных устройств и топливных сборок данных реакторов. Выявлен и устранен ряд непроектных условий нагружения и сборки ВКУ реакторов, что подтверждает возможности СПНИ как средства раннего диагностирования внутриреакторного оборудования. Разработаны контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации внутриреакторного оборудования и проведена их апробация на последующих вводимых в действие реакторах серии ВВЭР-1000. По результатам взаимного спектрального анализа результатов пусконаладочных измерений подтверждены и уточнены некоторые частоты собственных колебаний внутриреакторного оборудования.

В четвертой главе представлены основные результаты эксплуатационного виброшумового контроля реакторов ВВЭР-1000 на этапе назначенного срока эксплуатации и реакторов ВВЭР-440 на этапе продления срока эксплуатации.

Дана сводка вибросостояний внутриреакторного оборудования реакторов ВВЭР-440 по проектам В-179 , В-230, В-213 для использования в задачах виброконтроля на этапе продленного срока эксплуатации, а также в задачах управления вибронагруженностью при предстоящем увеличении тепловой мощности энергоблоков.

Разработаны и апробированы контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации внутриреакторного оборудования ВВЭР-440 (проект В-230), а также методика раннего выявления непроектных состояний с использованием этих контрольных значений.

С учетом результатов работ на предыдущих этапах жизненного цикла реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 сформированы итоговые перечни виброхарактеристик ВКУ и TBC, включая частоты собственных колебаний шахты по низшим балочным и маятниковым формам.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Усанов, Александр Иванович

выводы

1. По результатам комплексного исследования вибросостояний внутрикорпусных устройств и топливных сборок реакторов типа ВВЭР на этапах проектирования, ввода в действие, промышленной эксплуатации определены параметры, характеризующие их вибрационную нагруженность.

Идентифицированы все сколь-нибудь значимые частотные составляющие колебаний внутрикорпусной шахты, являющейся основным несущим элементом активной зоны, и топливных сборок реактора.

2. Разработаны и апробированы контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230) для их использования в системах эксплуатационного виброконтроля.

3. Разработана и апробирована методика раннего выявления непроектных вибросостояний внутриреакторного оборудования ВВЭР для применения в задаче управления сроком его службы.

4. Результаты проведенных исследований использованы для снижения вибронагруженности реакторов ВВЭР-1000 энергоблоков 1 Калининской АЭС, Хмельницкой АЭС и энергоблока 2 Южно-Украинской АЭС на этапе пусконаладочных работ, реактора блока 2 Кольской АЭС при продлении назначенного срока службы.

5. Дана сводка параметров, определяющих вибронагруженность реакторов серии ВВЭР-1000, а также сводка вибросостояний внутриреакторного оборудования реакторов ВВЭР-440 по проектам В-179, В-230, В-213 для использования в задачах виброконтроля на этапе продленного срока эксплуатации.

6. По результатам стендовых исследований, пусконаладочных вибрационных испытаний и эксплуатационного виброконтроля с применением расчетного анализа выявлены низшие моды собственных колебаний внутрикорпусной шахты ВВЭР-1000, которые составляют основу раннего выявления непроектных вибросостояний реактора.

7. На примере работ по энергоблоку 2 Кольской АЭС показаны возможности систем виброшумовой диагностики по оценке технического состояния элементов реактора, проверке эффективности мероприятий по ремонту и модернизации оборудования, а также по снижению вибронагруженности внутриреакторного оборудования.

8. Разработана и апробирована математическая полномасштабная вибрационная модель ВВЭР-440 (проект В-230), обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик при различных условий закрепления внутриреакторного оборудования, включая наиболее вероятные непроектные.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Усанов, Александр Иванович, 2009 год

1. Денисов В.П. Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. 368 с.

2. Sweeny F.S., Fry D.N. Thermal Shield Support Degradation in Pressurized Water Reactors // Flow Induced Vibration.1986. PVP-vol.104. P.243-257.

3. Абрамов В.В. и др. Динамические напряжения в элементах конструкций, работающих в потоке жидкости // Экспериментальные исследования и расчет напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1975. С. 149160.

4. Овчинников Ф.Я. и др. Эксплуатация реакторных установок Нововоронежской АЭС. М.: Атомиздат, 1972. — 243 с.

5. Федоров Ю.Г., Синявский В.Ф. Основные вопросы обоснования вибропрочности ВКУ парогенераторов и реакторов АЭС // Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования. М.: Наука, 1980. — С.53-71.

6. Finn J. Design Improvements and Operating Experience of Westinghouse Internal Reactor Structure // Intern. Fachmesse Kerntechn. Ind., 1972. P.l 12-124.

7. Jeenpeezze F., Livolant M. Experimental and Theoretical Methods for Assessment of Flow Induced Vibration of Nuclear Reactor Internals Structure. SNiRT-3, 1975. -P.118-131.

8. Денисов В.П. и др. Ввод в эксплуатацию реакторных установок ВВЭР на АЭС завершающий этап разработки проектов. М.: ИздАТ, 2006. — 496 с.

9. Дайчик M.JL, Пригоровский Н.И., Хуршудов Г.Х. Методы и средства натурной тензометрии. М.: Машиностроение, 1989. — 240 с.

10. Дайчик M.JL, Махутов Н.А., Михалев Ю.К. и др. Исследование вибрационных напряжений в элементах ВКУ и пульсаций давления в корпусе реактора ВВЭР-440 на АЭС // Исследование напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1980.-С.З 5-49.

11. Федоров В.Г. и др. Исследование колебаний кассет АРК // Динамические деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1987.-С. 14-26.

12. Bauernfield V. Vibration and Pressure Signals as Sources of Information for an on-line Monitoring Systems in PWR Power Plants. — Nucl.Eng. and Des., 1977, v.40, No.2. -P.140-151.

13. Stolden H., Welding H.-J. Vibration Monitoring of Kraftwerk Union Pressurized Water Reactor Review, Present Status and Future Development. -Nucl.Technology, 1988, v.80. -P.28-41.

14. Sunder R., etc. Experience and Results with Comos an one-line Vibration Analysis and Monitoring system. SMORN-VI, 1991. -P.235-243.

15. Hrosso P., Maudiy J., Korek J. Technical Diagnostics of VI and V2 NPP at Bohunice. A symposium on nuclear reactor surveillance and diagnostics., June 1923, 1995, Avignon, France, SMORN-7. P. 561-571.

16. Geilhausen R., Reznik V., Titov S., Wehling H.-J. PC-based vibration monitoring in KOLA nuclear power plant system and commissioning results. In: Proceedings of 24th informal meeting on reactor noise. June 23-25, 1993, - P.43-53.

17. Kunze U., Bechold В. New generation of monitoring systems with on-line diagnostics. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No.3/4. -P.103-112.

18. Schumann P., Liewers P., Schmitt W., Weiss F.-P. Detection of core barrel motion at WWER-440 type reactors (SMORN 5). Progress in Nuclear Energy, 1988, v.21, - P.89 - 93.

19. Schumann P. Zur abschatzung des einflusses ' von relativen regelekementbewgungen bei anomalen rectorkorbbew egungen. Kernenergie, 1990, Bd.33, - P.223-227.

20. Kunze U., Meyer K. In-core reactor noise measurements at PWRs of WWER type and their interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1985, v. 15, p.351 -358.

21. Bernard P., Brillon A., Carre J.C. Neutron noise measurements of PWR" s. -Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l, SMORN 2. P.333-339.

22. Bernard P., Cloue J., Messainguiral C. PWR core monitoring by in-core noise analysis. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, SMORN 3. - P.541 - 546.

23. Bernard P., Messainguiral C., Carre J.C. Quantitative monitoring and diagnosis of French PWR's internal structures vibrations by ex-core neutron noise and accelerometers analysis. - Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, SMORN 3. -P.465 - 468.

24. Trenty A. Operational feedback on internal structure vibration in 54 French PWRs during 300 fuel cycles. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No.3/4. -P.347-356.

25. Bernard P. Monitoring, Diagnostic tools and Organisation for Machines at EDF. Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28-31 января 2003, г. Удомля. P. 12-19.

26. Barbosa E., Perota J., Silva J. Angra 1 Fuel assembly flow induced vibration monitoring and inspection. Progress in Nuclear Energy, 2003, v.43, SMORN-8.-P.235-242.

27. Por G, L. P. Kantor, L. Sokolov: Experiences with a Reactor Noise Diagnostics system for WER-1000 MWe Type Russian Reactors. SMORN VII Avignon (France) Vol.1. 19-23 June, 1995.-P.92-104.

28. Por G. Monitoring and Diagnosis Systems to Improve NPP Realiability and Safety Monitoring and Diagnosis Systems to Improve Nuclear Power Plant Reliability and Safety. Proceedings of the specialists' meeting IAEA, 14-17 may 1996 Gloucester, UK. P.33-39.

29. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004. 344 с.

30. Miroslav Jakes. Monitoring and Diagnostic system of NPP TEMELÎN Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28-31 января 2003, г. Удомля. -P.20-28.

31. Kozlosky T., Lowenfeld S., Bauman D. Advanced Plant Information Systems Using Intelligent Monitoring and Diagnostics and the ALLY. Plant Monitoring and Diagnostics System, SMIRT Conference Post Conference Siminar, 1993, Konstanz, Germany. P.47-54.

32. Аркадов Г.В., Калинин A.H., Матвеев В.П., Овчаров О.В., .Усанов А.И. и др. Программно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики РУ ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физ.ядер.реакторов. 2002. Вып.З. С.35-44.

33. Дранченко Б.Н. и др. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. -640 с.

34. Dudourg М., etc. Model Experimentation and Analysis of Flow-Induced Vibration of PWRInternals. -Nucl.Eng. and Des., 1974, v.27, No3. P.34-52.

35. Assedo R., Gastello G., etc. Vibration Study on a Three-loop PWR Internals Model. SmiRT-V, 1979, F2/1. - P. 112-119.

36. Keane J.A. A Feasibility Study of Model Testing to Establish the Vibrational Integrity of Reactor Core Components. — Trans.Amer.Nucl.Soc., 1961, v.4, No 1.-P.23 8-245.

37. Лихнов П.П. Динамика системы цилиндр-оболочка. М.: Машиностроение, 1988. — 153 с.

38. De Santo D.F. Added Mass and Hydrodynamic Damping of Perforated Plates Vibrating in Water. Journal of Pressure Vessel Technology, 1981, vol. 103/175. — P.239-244.

39. Zevin L., Milan D. Couple Breathing Vibrations of the Thin Cylindrical Coaxial Shells in Fluid. Int.Symp. on Vidration Problems in Industry, Keswick, 1973. — P.33-39.

40. Chung Н, etc. Analysis of a Cylindrical Shell Vibrating in a Cylindrical Fluid Region.-Nucl.Eng. and Des. 1981, v.61, Nol. -P. 116-124.

41. Bert C.W. Material Damping: An Introductory Review of Mathematical Models, Measures and Experimental Techniques. — Journal of Sound and Vibration, 1973, v.29, No5. P.77-85.

42. Хайретдинов В.У. Разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000. Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.тех.наук, 2007. — 24 с.

43. Au-Yang М.К., Galford J.E. Fluid-Structure Interaction A Survey with Emphasis on its Application to Nuclear Steam System Design. - Nucl.Eng.and Des., 1982, v.70, No3. - P.48-66.

44. Смирнов JI.B., Николаев Н.Я., Усанов А.И., Яскеляин А.В. Исследование гидродинамических процессов в первом контуре ВВЭР-1000 // Тезисы докладов международного семинара «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, 1990. С.100-101.

45. Смирнов JI.B., Овчинников В.Ф., Яскеляин А.В., Усанов А.И. Динамические свойства системы циркуляции теплоносителя первого контура ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов, 1991, вып.З. С.25-31.

46. Kinelev V., Perov S., Sulimov V. Theoretical Modeling of Fuel Assembly Vibrations for WER-type Reactors// Specialists' Meeting on In-Core Instrumentation and Reactor Core Assessment (INCORE-96): Proceedings, 14-23 October, 1996, Mito (Japan).- P.41-49.

47. Кинелев В.Г., Перов C.JI. Вибрационные модели для диагностики оборудования первого контура реакторов ВВЭР// Тезисы докладов 15 Международной конференции «Неразрушающий контроль и диагностика», 1999, Москва.- С.56-57.

48. Perov S., Е. Altsdat, Werner М. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structure interaction// Annals of Nuclear Energy. 27 (2000), P. 1441-1457

49. Махутов H.A., Фролов K.B., Стекольников B.B., Дайчик M.JI., .Усанов А.И. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в ВВЭР. М.: Наука, 1990. 296 с.

50. Усанов А.И., Афров A.M. Дранченко Б.Н. Вопросы вибродиагностики реакторов ВВЭР // Прикладные проблемы теории колебаний. Н.Новгород: 1993. С.90-107.

51. Махутов Н.А., Гусаров А.А., Вальес Н.Г., Усанов А.И. Вибропрочность оборудования АЭС // Проблемы машиностроения и автоматизации. 1988. - т. 22. -С.68-80.

52. Добрынин С.А., Фельдман М.С., Фирсов Г.И. Методы автоматизированного исследования вибрации машин. М.: Машиностроение, 1987.-213 с.

53. Dranchenko B.N., Usanov A.I. Investigation of Hydroelastic Vibration of WWER-1000 Reactor Internals on Model and Under Field Conditions // Engineering AERO-Hydroelasticity. International Conference IAEA, Prague, 1989.-P.317-322.

54. Махутов H.A., Дайчик M.JI., Маслов C.B., Михалев Ю.К., .Усанов А.И. и др. Методы и результаты исследований напряженного состоянияреакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. М.: Международный центр научной и технической информации, 1992. 116 с.

55. Махутов Н.А., Драгунов Ю.Г., Фролов К.В., Каплунов С.М., .Усанов А.И. и др. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов. М.: Наука, 2004. 440 с.

56. Дранченко Б.Н., Усанов А.И. Хайретдинов В.У. Обоснование эксплуатационной вибронадежности ВВЭР-1000 по результатам пусконаладочных измерений // Энергетика. 1991, №2(6). — С. 104-119.

57. Гущик И.А., Дранченко Б.Н., Усанов А.И. Датчик пульсаций давления. Патент РФ: №1296870, 1987.

58. Kuzelka V. Dynamic Response of PWR Core Barrel Under Opération Two of Four Circulation Loops // Engineering AERO-Hydroelasticity. International Conférence IAEA, Prague, 1989. -P.289-297.

59. Вереземский Ю.Г., Каплунов C.M. Динамические экспериментальные исследования на крупномасштабной модели первого контура АЭС // Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования. М.: Наука, 1980. С.103-115.

60. Чарный И.А. Неустановившееся движение реальной жидкости в трубах. М.: Недра, 1975.-238 с.

61. Логвинов С.А. и др. Исследование пульсаций давления теплоносителя в проточной части реакторов'типа ВВЭР-440 // Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1977. -С.28-32.

62. Пустыльник Е.И. Статистические методы анализа и обработки наблюдений. М.: Наука, 1968. 326 с.

63. Аркадов Г.В., Трофимов А.И., Усанов А.И. Вибрационные исследования водо-водяных энергетических реакторов на этапах проектирования, ввода в действие, назначенного и продленного сроков эксплуатации // Ядерная энергетика, 2007, №4. С.3-14.

64. Thie J.A. Theoretical considerations and their application to experimental data in the determination of reactor internals' motion from stochastic signals. -Annals of Nuclear Energy, 1975, v.2. P.253-259.

65. Robinson J.C., Sharokhi F. Determination of core barrel motion from the neutron noise spectral density data-scale factor. Trans. Am. Nucl. Sos., 1976, v.23. - P.458 - 462.

66. Dragt J.B., Turkan E. Borssele PWR noise measurements, analysis and interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l. - P.293 - 296.

67. Thie J.A. Core motion monitoring. Nuclear Technology, 1979, v.45, No.l. -P.5- 18.

68. Thompson J.P., Me Coy G.R., Lubin C.T. Experimental value of percent variation in root-mean-square ex-core detector signal to the core barrel amplitude scale factor. Nuclear Technology, 1980, v.48. -P. 122-127.

69. Wehling H.-J., Kingler K., Stolben H: Vibration monitoring of KWU pressurized-water reactor review, present status and-further development; - Nuclear Technology, 1988, v.80. - P. 87 - 91.

70. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Титов С.И: Нейтронно-шумовая вибродиагностика шахты активной зоны ВВЭР-440 // Атомная» энергия- 2001, т.91, вып.4. — С.46-58.

71. Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Шумовые методы диагностики ВВЭР // Атомная энергия, 1997, т.82, №4. С.36-47.

72. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. и др. Измерение расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР-440 по флуктуациям сигналов датчиков прямого заряда // Атомная энергия.-2001.-т.91.-вып.З. С.34-45.

73. Овчаров О.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Способ измерения скорости теплоносителя через тепловыделяющую сборку реакторной установки типа ВВЭР-440. Патент РФ: № 2001122069, 2001.