автореферат диссертации по машиностроению и машиноведению, 05.02.11, диссертация на тему:Разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000

УДК 620.178.32: 621.039.5

На правах рукописи

ХАЙРЕТДИНОВ Валерий Умярович

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ КОНТРОЛЯ ВИБРОДИНАМИЧЕСКОЙ НАГРУЖЕННОСТИ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ

ВВЭР-1000

Специальность 05.02.11. Методы контроля и диагностика в машиностроении

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 2007

003053265

Работа выполнена в ОАО «Научно-производственное объединение «Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения» (НПО «ЦНИИТМАШ») и ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Научные руководители:

член-корреспондент РАН, доктор технических наук ДРАГУНОВ Юрий Григорьевич (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС») кандидат технических наук ЦЕХАНСКИЙ Константин Ромуальдович (ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»),

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор ГЕТМАН Александр Федорович (ВНИИАЭС).

доктор технических наук ДАНИЛОВ Вадим Николаевич (ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»)

Ведущая организация: ФГУП «фирма «Атомтехэнерго»

Защита диссертации состоится 15 марта 2007 г. в 1_4 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д217.042.03 в ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» по адресу: 115088, Москва, ул. Шарикоподшипниковская, д.4.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ОАО НПО «ЦНИИТМАШ».

Отзыв на реферат, в двух экземплярах, заверенных печатью, просим направлять по адресу: 115088, Москва, ул. Шарикоподшипниковская, д.4, диссертационный совет ЦНИИТМАШ.

Автореферат разослан «01» февраля 2007 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

к.т.н.

С.М. Петушков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы: Внутриреакторное оборудование ядерных энергетических установок с ВВЭР-1000, включающее внутрикорпусные устройства (ВКУ) и тепловыделяющие сборки (TBC), в эксплуатационных условиях подвержено действию различного рода динамических нагрузок. Обеспечение вибродинамической надежности ВКУ и TBC 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 TBC. 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 TBC 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 актуальными- являются задачи 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.

Целью работы является разработка методики контроля вибродинамической нагруженности 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, диссипативных сил), а также анализ вибронагруженности при непроектных условиях закрепления внутриреакторного оборудования;

> выбор оптимальных методов и средств контроля вибродинамической нагруженности ВКУ и TBC в натурных условиях;

> проведение натурных динамических испытаний и предэксплуатационных измерений параметров вибрационного поведения внутриреакторного оборудования с последующим статистическим обобщением полученных данных;

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

Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем:

> экспериментально определены временные и частотные характеристики, а также пространственные распределения гидродинамических силовых факторов, действующих на несущие элементы внутриреакторного оборудования в эксплуатационных условиях, соответствующих серийному ВВЭР-1000;

> экспериментально исследованы на моделях различного масштаба и в натурных условиях, а также использованы при верификации расчетных методик характеристики собственных колебаний внутрикорпусной шахты реактора - основного несущего элемента ВКУ и тепловыделяющих сборок;

> на основе анализа результатов натурных и стендовых испытаний и измерений показана возможность статистического подхода к пусконаладочному виброконтролю внутриреакторного оборудования последовательно вводимых в эксплуатацию серийных ВВЭР-1000;

> с применением методов многомерного анализа данных проведены статистические обобщения результатов натурных пусконаладочных испытаний и измерений на серийных установках ВВЭР-1000 с целью получения критериев вибронадежности реакторного оборудования по условиям циклической прочности и износа;

> в качестве критериев приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний приняты и определены контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов, а также контрольные спектральные маски пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений для установленных контролируемых зон и элементов реакторного оборудования;

> методически обоснована и предложена оптимальная конфигурация системы предэксплуатационного вибродинамического контроля ВКУ и TBC с соответствующим детекторным оснащением и метрологическим обеспечением;

> оценена и продемонстрирована эффективность применения разработанных критериев в ходе выявления на стадии лредэксплуатационных испытаний аномальных вибрационных состояний контролируемого оборудования.

Достоверность и обоснованность исследований обусловливается использованием известных и апробированных теорий, решений и методик, примененных для постановки экспериментов, а также для измерений, обработки результатов и их анализа. Характер процессов в контролируемых узлах уточнен на основании большого количества экспериментальных данных, полученных в различных режимах и состояниях. Состоятельность выводов и рекомендаций подтверждена независимыми средствами и методами контроля.

Практическая ценность состоит в следующем:

на основе проведенных исследований установлены конкретные количественные значения приемочных критериев, соблюдение которых обеспечивает вибронадежность реакторного оборудования в течение проектного ресурса, а также определены объем и состав динамических испытаний и измерений для применения на вводимых серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000;

У разработано программно-методическое обеспечение и показана эффективность системы пусконаладочных динамических измерений ВКУ и TBC, как базисного инструмента раннего вибродиагностического контроля внутриреакторного оборудования;

> включение определенных численных критериев в проектно-конструкторскую документацию и их применение на стадии лредэксплуатационных испытаний серийных ВВЭР-1000 позволило своевременно выявить аномальные вибросостояния контролируемого оборудования в ходе пусконаладочных работ на энергоблоках №1 Хмельницкой АЭС, №6 АЭС «Козлодуй», №6 Запорожской АЭС, №1 Волгодонской АЭС с выработкой рекомендаций по устранению непроектных явлений.

Реализация и внедрение результатов исследований.

Рекомендации и предложения, разработанные в процессе настоящих исследований, внедрены в ходе пусконаладочных работ на последовательно вводимых в эксплуатацию энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 путем разработки и выпуска конкретной проектно-конструкторской и рабочей документации по специальным пусконаладочным измерениям (СПНИ).

Апробация работы. Диссертационная работа рассмотрена научно-техническими советами ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» и ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Результаты диссертационной работы использованы в проектно-конструкторской и эксплуатационной документации по серийным РУ ВВЭР-1000, представлены в монографиях, научно-технических статьях и отчетах по НИОКР. Материалы исследований обсуждались на технических совещаниях в концернах «Росэнергоатом» и «ТВЭЛ», на АЭС России, Украины,

Болгарии, Чехии и Китая, а также на различных научно-технических конференциях и семинарах.

Публикации. Материалы диссертации представлены в более чем в 20-ти научно-технических статьях и докладах, а также в многочисленных отчетах о НИОКР.

Личный вклад автора:

Начиная с 1980 г. диссертант являлся ответственным исполнителем при проведении исследований динамического поведения внутриреакторного оборудования в условиях стендовых и натурных испытаний. Принимал непосредственное участие в подготовке измерительных систем и проведении пусконаладочных и иных испытаний и измерений на энергоблоках с ВВЭР-1000 Калининской, Балаковской, Южноукраинской, Хмельницкой, Запорожской, Волгодонской, Ровенской, Нововоронежской, а также АЭС «Козлодуй» и «Тяньвань». В течение последних семи лет руководимой диссертантом лабораторией и им лично выполнялся комплекс работ по проектированию, изготовлению и использованию систем СПНИ при вводе в эксплуатацию энергоблоков №1 Волгодонской АЭС, №3 Калининской АЭС, №2 Хмельницкой АЭС, №4 Ровенской АЭС, №1, 2 АЭС «Тяньвань» (КНР). В настоящее время ведется разработка проектно-конструкторской документации и подготовка средств измерений для АЭС в Иране и Индии, а также выполняются перспективные проработки пусконаладочных систем для АЭС-2006 и средств эксплуатационного контроля.

Автор защищает:

> методику и результаты комплекса лабораторных, стендовых и натурных исследований динамики ВКУ и TBC ВВЭР-1000;

> статистический подход к пусконаладочному виброконтролю внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000, позволяющий

• количественно оценивать приемлемость исходного состояния каждого реактора серии с учетом допускаемых технологических отклонений в условиях изготовления и сборки оборудования первого контура;

• учитывать действие основных факторов, влияющих на долговечность и накопление повреждаемости ВКУ и TBC (усталость металла за счет высокочастотного нагружения, процессы виброизноса, действие среды теплоносителя и т.д.);

• обеспечивать возможность выдачи оперативного заключения на эксплуатацию испытуемого реактора, а в случае необходимости количественно оценивать неприемлемость состояния ВКУ и TBC по тому или иному фактору;

• отражать связь условий нагружения ВКУ и TBC испытуемого реактора с условиями эксплуатации головного реактора и вибронагруженностью крупномасштабных моделей (в наиболее благоприятном случае эта задача сводится к подтверждению вибрационного подобия всех реакторов серии);

• являться основой для контроля вибронагруженности ВКУ и TBC при последующей эксплуатации данного энергоблока.

> разработанные критерии приемлемости, предлагаемую конфигурацию системы предэксплуатационного вибродинамического контроля ВКУ и TBC, программно-методическое обеспечение СПНИ.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 5 глав и заключения. Общий объем диссертации 169 стр., 27 табл., 61 рис. Работа содержит 111 наименование использованной литературы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы диссертации, определяются цели и задачи исследований, приводится общая характеристика работы.

В первой главе приведен обзор этапов, методов и средств исследования вибродинамического поведения ВКУ и TBC реакторов с водой под давлением (ВВЭР и PWR), выполнен анализ гидроупругой системы внутриреаггорного оборудования ВВЭР-

1000, описаны подходы к физическому моделированию рассматриваемых динампчес: процессов. Покачано, что при длительных вибрационных нагрузках, сейсмичес: воздействиях и динамических перепадах давления (в случае аварийного разушютне] первого контура) наибольшим динамическим нагрузкам подвергаются внугригарпус шахта реактора с блоком опорных труб, на которых размещаются топливные касс< активной зоны, а также шпоночные узлы крепления шахты к корпусу реактора (рис. 1).

а б

а-общий вид реактора ВВЭР-1000; б - конструктивное исполнение нижнего узла крепления; в - расчетные модели реактора и нижнего узла крепления; ! - корпус реактора; 2 - внутрикорпусная шахта; 3 - блок защитных труб; 4 - разделите^ потока, 5 - выходной патрубок: 6 - входной патрубок; 7 - активная зона; 8 - блок опори ь труб; 9 - нижний узел крепления; 10 - днище шахты; 11 - шпонка; 12 - кронштейн Рис. I. Основные несущие элементы ВКУ

Сложность рассматриваемой гидр супругой системы не позволяет создать зффектив математическую модель динамики шахты без апробации расчетных методов и программ множестве технических условий (степень приближения к натуре по конструктив н

исполнению и закреплению элементов, зависимость собственных характеристик от присоединенных масс теплоносителя во внутренних и внешних зазорах и др.).

Экспериментально-расчетные исследования, охватывающие большой объем вариантов от моделей масштаба 1:50 до натурной конструкции, были направлены на последовательное уточнение расчетной методики по мере усложнения рассматриваемых случаев и совпадения численных результатов с экспериментальными данными, полученными голографическим, акселерометрическим и тензометрическим методами.

Важным звеном в цепи проводимых исследований являлось сопоставление используемых экспериментальных методов определения собственных форм и частот колебаний при различных способах возбуждения конструкции (гармоническом, импульсном и случайном), соответствующих условиям голографической интерферометрии маломасштабных моделей, а также тензо- и виброметрии крупномасштабных моделей в ходе стендовых испытаний и характеру нагрузок натурной конструкции при пусконаладочных измерениях.

Выполненные на маломасштабных моделях методические эксперименты подтвердили возможность идентификации собственных форм и частот колебаний шахты путем взаимного спектрального анализа показаний тензорезисторов, а акселерометров, в сравнении с результатами голографической интерферометрии (рис.2). Максимальные изменения собственных частот от влияния измерительных точек (для случая их наибольшей относительной присоединенной массы) не превышали 0,5 %.

Используя соотношения анализа размерностей параметр динамических напряжений конструкции выражается функциональной зависимостью

сг, (1)

Приведенные в (1) двенадцать характерных величин при выбранных трех основных [£.],[л/],[г] позволяют получить 12-3=9 определяющих критериев подобия. Независимость выбранных величин проверяется из условия

ь м т

ь

А = М т

1 о о 0 1 о 0 1

= 1.

Размерность любой из величин выражения (1)

[р,]=№№Г, (2)

любого безразмерного критерия

П!=с\р,]\..[р11]". (3)

Приведенные в табл. 1 девять фундаментальных критериев полностью определяют подобие рассматриваемых систем.

В частном случае в ходе модальных исследований использование моделей разных масштабов с различными физико-механическими свойствами (модели 1:5 и 1:10 изготовлены из стали 08Х18Н10Т, модели 1:44 - из дюралюминия Д16Т) позволило оценить влияние на собственные характеристики факторов конструктивного исполнения и закрепления.

Табл. 1.

Величина i 1 2 3 4 5 6 1 8 9

-i 1 0 0 0 0 0 0 0 0

я. -2 0 1 0 0 0 0 0 0 0

п h 0 0 1 0 0 0 0 0 0

к, -4 0 0 0 1 0 0 0 0 0

щ -5 0 0 0 0 1 0 0 0 0

Рг -6 0 0 0 0 0 1 0 0 0

1 "9 0 0 0 0 0 0 1 0 0

Рг -II 0 0 0 0 0 0 0 1 0

f -12 0 0 0 0 0 0 0 0 1

ß2 —7 -1 -1 -1 -1 -1 -1 0 -1 0

V -8 0 0 -1 -1 -1 2 -1 0 0

t -10 1 1 -1 0 -2 1 -1 1 1

П', a{t E]t 4 к mx p2u2t 1 p2t ft

Mi Ml MiW MM МгЩг Мг u2t Ml

Пересчет значений собственных частот на натурную шахту выполнен с учетом полученных на моделях коэффициентов присоединенных масс жидкости цм, определяемых выражением:

Ми

I АЛ

/п

-1,

(4)

где р/, рг - плотность материала конструкции и жидкости;

Лу, А¡2 - толщина конструкции и слоя жидкости, составляющего присоединенную

массу;

Л, /и - значения собственных частот конструкции на воздухе (в вакууме) и в жидкости.

При этом связь частот описывается соотношением, в котором индекс V определяет отношение аналогичных параметров натуры и модели:

Г I 1-1/2

(\ + Рг, ■ Л» ' Мм >

71,1 К1-р;Уго~1

а+Рм)

(5)

где Е], - соотношение модулей упругости; и - соотношение линейных размеров; иг - соотношение коэффициентов Пуассона,

, >1/2

1 -Vi

При виброиспытаниях TBC факторами, определяющими динамические характеристики кассет и их нагруженность, были признаны следующие: ослабление затяга опорных конструкций, частичная и полная блокировка расхода через TBC, ослабление прижатия TBC со стороны блока защитных труб (БЗТ).

По результатам лабораторных и стендовых виброисследований определен состав основных контролируемых параметров, характеризующих динамику ВКУ и TBC, каковыми

являются пульсации давления в проточной части контура, виброускорения (скорости, перемещения) элементов ВКУ и TBC, а также динамические напряжения (деформации) основных несущих элементов внутриреакторного оборудования.

(¿=2783 Гц

40 дБ

|G(f)|

200 О(0, о град -200 , 1 Y(f)

0

¡Т40,Т38

Мл

fj,'2|= 2772 Гц

2,5 3,0 f,KrU

40 дБ |G(f)|

200 e(f), о ГраЛ -200 2 1 Y (П

о

V |Т40,Т36|

г- i J.LJ

Л/У

2,5 3,0 f, кГц

3,0_ГкГц

ТГ39,Т40

f, кГц

/

L г~i- /

! У

- — — -. р

„-^

12 3 4 5 6

Номер формы колебаний по окружности

Расчет 1 (закрепление в районе верхнего опорного бурта и в разделителе потока) Расчет 2 (закрепление в районе верхнего опорного бурта и в нижнем шпоночном узле) Расчет 3 (закрепление в всех трех сечениях)

Пересчет с модели на натуру

Натурные измерения

а) - голографическая интерферония при резонансном возбуждении;

б) - взаимный спектральный анализ показаний тензорезисторов при ударном возвуждении

в) - зависимость собственных частот колебаний шахты реактора от номера формы колебаний в сравнении с экспериментальными данными

Рис. 2. Результаты сравнительных экспериментов по анализу динамических характеристик шахты на маломасштабных моделях

Исследования характеристик гидроупругой системы внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 выполнялись как на стадии отработки конструкций основных элементов ВКУ в период проектирования РУ, так и в ходе испытаний и измерений в обоснование принятых проектных решений при вводе энергоблоков АЭС в эксплуатацию. Структурная схема натурных виброисследований в ходе предэксплуатационных испытаний серийной РУ ВВЭР-1000 приведена на рис.3.

Режимы испытаний и, предусмотренные программой и методикой измерений, определяют основные параметры рассматриваемой гидроупругой системы (температура и давлений в первом контуре, расход теплоносителя по петлям), влияющие как на гидродинамические возмущения, так и на динамические характеристики элементов конструкций в потоке теплоносителя, описываемые импульсными переходными функциями 1х(т) и частотными характеристиками Нф. Примеры амплитудно-частотных характеристик Нр: (/)[ основного несущего оборудования ВКУ также приведены на рис.3.

ЯООМ. ЗОЬОТЮ»

84» -12

(АиС)

или

КУУЗ-О

инх ».звзс-о?

ЗМК ».279Е-А2 ЖС ».5«?Е-07

■00 ЛЬ ЗОШТЮН 31Т8 «1

ояж С лис)

Р5УЯ>0

1«Х -.029928

»и ".гш

9КХ «.02992»

ГЦН

! Массивы |_______^ [""/

результатов j рез

!■.....:

Оценка приемлемости результатов

[pJ.lAJ.ieJ

[Р.].[А,]; [ст.]

Заключение о вибронадежности

в/ ; 3„А ; Б/ 5Р (/); 5Л (/) ; 5° (/)

Развитие базы данных по вибросостояниям ВКУнТВС

Рис. 3. Структурная схема натурных виброисследований в ходе предэксплуатационных испытаний серийной РУ ВВЭР-1000

Регистрируемые измерительными средствами сигналы р(т), А(т), а(г) содержат информацию о пульсациях давления в циркуляционном контуре ри, связанных с работой ГЦН, и деформациях (смещениях) Ер под действием пульсаций давления, а также о пульсациях и деформациях е^ вызываемых работой вспомогательного оборудования.

Кроме того, в регистрируемых сигналах проявляются шумы и искажения в каналах измерения пульсаций давления пр, виброускорений па и динамических напряжений па.

Первичные преобразователи (датчики) устанавливаются в наиболее характерных зонах исследуемого оборудования (сечения входных и выходных патрубков, области поворота потока, перфорированные участки и др.).

Основные типы используемых датчиков - тензометрический, индуктивный, резистивный и пьезоэлектрический, разработанные во ФГУП ОКБ «Гидропресс» в сотрудничестве со специалистами ИМАШ АН РФ, ФГУП «НИИТеплоприбор» и ОАО НПО «ЦНИИТМАШ».

Во второй главе рассмотрены основные источники гидродинамических нагрузок, воздействующих на внутриреакторное оборудование, выявлены основные источники пульсации давления, проведен анализ условий их распространения по гидравлическому тракту реакторной установки (РУ), оценена возможность управления интенсивностью тех или иных составляющих пульсаций давления. Характерное распределение спектрограмм пульсаций давления по контуру РУ показано на рис. 4.

г- 1 1 til' V ¿ _1 ВРЛ6

J ¿t ВРА 7

ВРА8-07

25

50

75

100 /, Гц

Рис. 4. Распределение АСПМ пульсаций давления по контуру РУ серии В-320 при работе четырех ГЦН на номинальных параметрах

Частотные спектры пульсаций давления имеют вид широкополосного случайного шума с присутствием дискретных составляющих и узкополосных пиков (ограниченных резонансов). Наиболее мощные пульсации давления вызваны работой главных циркуляционных насосов (ГЦН), собственными колебаниями теплоносителя в контуре, периодическими срывами вихрей в зонах изменения направления потока. К пульсациям давления первого вида в натурной установке относятся детерминированные составляющие с частотами 16,6; 33,2; 49,8; 66,4; 83,0; 99,6 Гц. Вторая группа частот включает пики на частотах порядка 0,8; 7,2; 10,0 и 14,1 Гц. Оценка собственных характеристик потока теплоносителя проводилась путем последовательного попарного спектрального анализа показаний преобразователей пульсаций давления (рис. 5).

Анализ пульсаций давления во внутриреакторной части контура в зависимости от режимов испытаний показал, что различие комбинаций работающих ГЦН, в основном, сказывается для зон входа и выхода потока из реактора, где отношения максимальных уровней к минимальным равны 2-4. Уровни пульсаций на входе и выходе активной зоны слабо зависят от числа и комбинаций работающих ГЦН. Отношения максимальных общих стандартов к минимальным при этом составляют не более 1,2-1,4.

а б

а - результаты взаимного спектрального анализа показаний датчиков, установленных в ГЦТ;

б - низшие формы колебаний теплоносителя в безразмерном виде. Рис. 5. Пример оценки собственных характеристик теплоносителя в контуре при

работе четырех ГЦН.

В третьей главе приведен анализ параметров динамического отклика и нагруженное™ реакторного оборудования. Сравнение характерных спектрограмм динамических напряжений и виброускорений ВКУ и TBC (рис. 6, 7) со спектрограммами пульсаций давления показывает, что колебания рассматриваемых элементов носят вынужденный характер и обусловлены, прежде всего, частотными составляющими, генерируемыми ГЦН, а также широкополосностью спектров динамических нагрузок на основное несущее оборудование.

Для выявления характера колебаний контролируемых конструкций было проведено изучение их динамических (вибрационных) характеристик. Комплексный подход к решению задачи определения динамических характеристик с использованием методов голографического интерферометрирования и тензо-виброметрирования позволил получить достаточно полную картину о свойствах рассматриваемой гидроупругой системы. Например, в спектрограммах динамических деформаций внутрикорпусной шахты реактора и вибраций TBC проявляются частотные составляющие, соответствующие собственным колебаниям указанных элементов (табл.2, 3).

40 дБ

итп зо

1Ш>29 ИГО 32 иТОЗ!

Рис. 6. Характерные АСПМ динамических напряжений ВКУ и ГЦТпри работе четырех ГЦН на номинальных параметрах

А1г, АЗг, А5г, А8г - горизонтальные; АЗв, А5в, А8в - вертикальные

а) - виброускорения; б) - оценка виброперемещений

Рис. 7. Характерные АСПМ параметров вибраций внутриреакторных элементов при работе четырех ГЦН на номинальных параметрах

Табл. 2. Собственные характеристики внутрикорпусной шахты реактора (основного несущего элемента ВКУ) для условий горячей обкатки

Форма собственных колебаний Частота

п т /"эксп, Гц

1 1 2 10,5 20,0

2 1 2 14,0

3 1 2 24,0 29,0

4 1 2 37,0

5 1 2 49,0

6 1 2 64,0

Табл. 3. Результаты определения частот собственных колебаний TBC в среде теплоносителя

Осевое усилие N, кН Поджатие пружин X, мм Собственные частоты, Гц

h /з

0 0 3,9 7,4 11,2

6,3 10,8 4,8 7,4 11,8

13,1 25,8 5,2 7,7 11,8

Следует отметить, что при исследованиях динамических характеристик ВКУ введение несимметричных условий закрепления маломасштабной модели шахты дало существенное искажение картины форм собственных колебаний (рис. 8). Вероятно, что и в натурной конструкции для существенной неравномерности зазоров в узлах крепления шахты также не будет получено устойчивой интегральной картины классических вибросостояний.

а б

а - классические граничные условия;

б - асимметричное закрепление и нарушение внешних и внутренних зазоров жидкости. Рис. 8. Виды вибраций модели шахты при различных граничных условиях

(Результаты голографических исследований маломасштабной модели)

В четвертой главе выполнено обоснование выбора критериев контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 на основе статистического обобщения данных предэксплуатационных вибродинамических испытаний. Показаны общие закономерности гидродинамического нагружения оборудования ВВЭР-1000 различных энергоблоков (рис. 9).

Обобщения данных по пусконаладочным динамическим измерениям, выполненным на различных АЭС с ВВЭР-1000, показало, что проявления в контролируемых пульсациях давления индивидуальных особенностей установок (при проектных условиях по сборке реактора и балансировке ГЦН) с достаточной степенью точности описываются нормальными распределениями, но с различными статистическими характеристиками для амплитуд, общих и частотных стандартов.

Например, из представленных на рис. 9 графиков спектральной плотности пульсаций давления на входе и выходе из реактора для различных блоков АЭС видно, что при качественном подобии характеристик, выражающемся в близости Б 5 и ра, интенсивности отдельных частотных составляющих отличаются более заметно. Следовательно, распределениям максимальных амплитуд, общих и частотных стандартов по рассматриваемому ансамблю соответствуют различные дисперсии.

40 дБ

0 25 50 75 *„'(/) = 4,9 кПа

КЗД-У

(Болгария, 1П7 г.)

100 /, Гц 0 БЛК-1 40 дБ

(Россия, 1985 г.)

100 /, Гц 0

ЗПР-1 40 дБ

(Украина, 1994 г.)

0 25 50 75 то /, Гц

а

а - зона входа потока в реактор; б - зона выхода потока из реактора.

Рис. 9. Спектральные плотности пульсаций давления при работе четырех ГЦН

В результате статистического обобщения по схеме многофакторного дисперсионного анализа результатов измерения гидродинамических возмущений в первом контуре в качестве характерных зон по контролю пульсаций давления определены следующие: всас и напор ГЦН, вход и выход потока из реактора, внутриреакторный тракт теплоносителя.

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, контрольные спектральные маски представлены на рисунках 10, 11.

Табл. 4. Контрольные значения, обеспечивающие приемлемость результатов пусконаладочных динамических испытаний ВКУреактора

Контролируе мый параметр Элемент (зона) оборудования Контрольные значения

Амплитуда Общий стандарт Частотный стандарт

Пульсации давления, кПа Вход потока в реактор 21 6,5 3,0

Внутриреакторный тракт теплоносителя 12 3,0 2,1

Выход потока из реактора 26 7,0 1,5

Динамические напряжения, МПа Обечайка шахты Зоны входных и выходных патрубков 0,8 0,2 0,1

Нижнее сечение 0,6 0,15 0,07

Обечайка БЗТ 0,4 0,1 0,05

Виброускорения, g Обечайка шахты Зоны входных и выходных патрубков 0,8 0,2 0,1

Нижнее сечение 0,6 0,15 0,07

Обечайка БЗТ 0,3 0,1 0,05

Критерии приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний с использованием вибродиагностических имитаторов TBC были определены по параметрам гидродинамического возбуждения в зоне исследуемой конструкции (пульсациям давления в районе хвостовика и головки ИТВС) и динамического отклика ее элементов (виброускорениям головки, хвостовика, имитаторов твэл, направляющих каналов).

Контрольные значения параметров, обеспечивающие приемлемость результатов пусконаладочных динамических испытаний имитаторов TBC приведены в табл.5, контрольные спектральные маски приведены на рисунках 12, 13.

Табл. 5. Контрольные значения, обеспечивающие приемлемость результатов пусконаладочных динамических испытаний имитаторов TBC

Контролируемый параметр Элемент имитатора ТВС Контрольные значения

Амплитуда Общий стандарт Частотный стандарт

Пульсации давления, кПа Хвостовик 12 3,0 2,1

Головка 12 3,0 2,1

Виброускорения, g Головка 0,6 0,15 0,05

Хвостовик 0,4 0,1 0,05

Имитатор твэл 0,6 0,15 0,08

Направляющий канал 0,6 0,15 0,08

При проведении экспресс-анализа приемлемость результатов пусконаладочных вибродинамических измерений ВКУ и ИТВС обеспечивается непревышением соответствующих контрольных значений, контуры спектрограмм контролируемых процессов не должны превышать контуров контрольных спектральных масок.

а - вход потока в реактор б - внутриреакторный тракт теплоносителя Рис. 10. Контрольные спектральные маски пульсаций давления

Б", МПа

а)

Б", МПа

а - зоны входных и выходных патрубков б - нижнее сечение Рис. 11. Контрольные спектральные маски динамических напряжений обечайки шахты

а - пульсации давления; б - виброускорения. Рис. 12. Контрольные спектральные маски пульсаций давления и виброускорений в зонах хвостовика и головки ИТВС

0,001

/, Гц

/,Гц

2 5 10 20 50 100 200

б)

а - имитатор твэл; б - направляющий канал Рис. 13. Контрольные спектральные маски виброускорений элементов ИТВС

В пятой главе продемонстрировано использование критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля вибродинамических характеристик внутриреакторного оборудования. Состав первичных измерительных средств, устанавливаемых на контролируемых элементах ВКУ и ИТВС ВВЭР-1000 при введении в строй блоков АЭС в 2000 - 2005 г.г., показан на рис. 14, 15.

IV

<В

- преобразователь пульсаций давления (ВРА)- И шт.

- преобразователь динамических деформаций (иТО) - 42 шт.

- преобразователь виброизмерительный (В\УС)- 10 цгг.

1 - корпус реактора;

2 - обечайка БЗТ (2 ВРА,

3 В\¥С, 5 ШТ>);

3 - шахта внутрикорпусная

(6 ВРА, 2 ВШС, 16ШТ>);

4 - вибродиагностический

имитатор ТВС (3 шт.);

5 - опорная труба (3 ВРА)

Рис. 14. Состав измерительных средств при проведении пусконаладочных вибродинамических измерений на ВКУ реактора

!>УА5 ЕРА1 ЯУЭ* ВРД:

~ V и." Г г

^ ¡Щ'

ЭУАЛ /з'-^г \BWCI

ВРА1... 2 - преобразователи пульсаций давления, BWC1... 4 - преобразователи виброизмерительные, ВША 1... 6 - виброизмерительные имитаторы твэл; В \УВ 1... 2 - виброзонды направляющих каналов

Рис. 15. Состав измерительных средств при проведении пусконаладочных вибродинамических измерений с использованием ИТВС

В большинстве случаев фактические уровни пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений были ниже контрольных значений, что, с одной стороны, свидетельствует об обеспечении условий изготовления, сборки и наладки оборудования первого контура, соответствующих проектным требованиям, с другой стороны, о приемлемости уровня вибронагруженности контролируемого оборудования РУ.

В то же время на нескольких энергоблоках имело место превышение пульсаций давления, динамических напряжений и виброускорений над контрольными значениями, объясняющееся объективными причинами (табл. 6).

Так, было отмечено превышение фактических пульсаций давления над контрольными значениями на блоке 6 Запорожской АЭС, выразившееся в повышенных пульсациях давления на оборотной частоте ГЦН (16,6Гц) и сопровождавшееся повышенной вибрацией электродвигателя ГЦН. При этом было отмечен повышенный уровень динамических напряжений внутрикорпусной шахты реактора на оборотной частоте ГЦН, а также повышенные проявления данной гармоники в вибрациях трубопроводных систем первого контура. Этот случай потребовал дополнительной балансировки электродвигателя ГЦН, после чего превышения контрольных значений были устранены, спектрограммы

исследуемых процессов вписались в контуры контрольных спектральных масок. Данный случай подтверждает существенную зависимость вибронагруженности от условий эксплуатации ГЦН и показывает, что при необходимости можно управлять интенсивностью пульсаций, генерируемых ГЦН.

Табл. 6. Примеры выявления аномальных вибросостояний внутриреакторного оборудования с использованием обобщенных приемочных критериев_

Блок АЭС Описание аномалии Контролируемый параметр Сопоставление «текущей» спектрограммы с контрольной маской

Блок №6 Запорожской АЭС Дисбаланс роторной части электродвигате ля ГЦН-2 Пульсации давления на входе в реактор Я', кг 0.5 0.05 а А. Гц

Динамические напряжения шахты в сечении входных патрубков Я". М 0.1 0.01 1а л/,Гц

Блок №6 АЭС «Козлодуй» Гидромеханичес -кий резонанс лопаток рабочего колеса ГЦН-4 Пульсации давления на входе в реактор Я'.кГ 5 1а Л „/.Гц

'

Динамические напряжения шахты в нижнем сечении о.] 0.01 Па щ 1 _!_ „/.Гц

.001

Блок №1 Хмельницкой АЭС Начальное формоизменени е внутрикорпусно й шахты реактора, непроектные условия закрепления в верхнем опорном узле Виброускорения ИТВС 0.1 0,0 г ^ч! 4л1 1

.001

Динамические напряжения шахты в нижнем сечении Б'М 0.1 0.01 0.001 Па < !Л «1 I Щ »г

Схожий факт имел место на энергоблоке №6 АЭС «Козлодуй». При этом были зафиксированы повышенные пульсации давления на лопаточной частоте (99,6Гц) в напорной части одного из ГЦН, отразившиеся в повышенных динамических напряжениях в нижнем сечении внутрикорпусной шахты реактора. После ревизии рабочего колеса ГЦН аномальные проявления вибродинамического поведения контролируемого оборудования прекратились.

На блоке 1 Хмельницкой АЭС аномальность результатов пусконаладочных измерений проявилась в том, что при нормальной гидродинамической обстановке в контуре была зафиксирована повышенная интенсивность колебаний шахты как на частотах возмущающих сил, так и на частотах собственных колебаний шахты. При этом был отмечен повышенный

уровень вибрации ИТВС как на частотах вынужденных колебаний ВКУ, так и на частотах собственных колебаний шахты и кассет.

Повышенная интенсивность собственных колебаний шахты особенно проявилась на частоте 14 Гц, соответствующей второй окружной форме колебаний шахты при первой балочной форме в продольном направлении. Анализ результатов измерений и технической документации указал на возможность непроектных условий закрепления шахты в верхнем опорном узле. По результатам анализа было принято решение о разборке реактора для проверки фактических условий закрепления, результатом чего явилась доработка посадочных поверхностей шахты. Повторные измерения параметров внутриреакторных вибраций были проведены в период физэнергопуска и показали, что доработка посадочных поверхностей позволила снизить уровень колебаний, как самой шахты, так и сопрягаемых с ней элементов внутриреакторного оборудования. Измеренные параметры не превышали контрольных значений критериев приемлемости результатов.

Использование разработанных критериев, помимо оценки приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний, сориентировано на получение и накопление данных по влиянию на параметры вибронагруженности оборудования РУ возможных технологических отклонений в условиях изготовления, сборки и наладки оборудования первого контура, т.е. на раннюю вибродиагностику РУ. Основные из возможных дефектов в условиях раскрепления внутриреакторного оборудования, способных вызвать аномальную вибронагруженность ВКУ и TBC, а также зоны их расположения показаны в табл. 7.

Табл. 7. Возможные неисправности в условиях закрепления внутриреакторного оборудования

Элемент реактора

Внутрикорпусная шахта

Блок защитных труб

Тепловыделяющая сборка

Опорные трубы днища шахты

Обозначение зоны

Описание неисправности

Релаксация прижимных труб 63x5 мм с ослаблением прижатия шахты со стороны крышки реактора

Превышение проектных зазоров по разделительному кольцу Задиры или износ контактных поверхностей шпонок и шпоночных пазов Попадание посторонних

предметов под упоры днища шахты

Превышение проектных зазоров в шпоночных соединениях нижней плиты БЗТ с шахтой Повреждение сварных

соединений крепежей

направляющих труб КНИ

Релаксация пружинных блоков в головках TBC

Формоизменение TBC с изменением межкассетных зазоров_

Нарушение целостности швов приварки опоры, износ посадочных поверхностей_

В заключении сделаны выводы о том, что:

> 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 TBC;

> 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;

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

> эффективность применяемого подхода подтверждена примерами выявления с помощью СПНИ случаев повышенной вибронагруженности ВКУ и TBC;

> определен и включен в пусконаладочную документацию объем и состав динамических испытаний и измерений для применения на вводимых серийных энергоблоках

АЭС с ВВЭР-1000;

> предложена и реализована в проектно-конструкторской документации оптимальная конфигурация систем пусконаладочного виброконтроля внутриреакторного оборудования;

> 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.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Критерии приемлемости результатов пусконаладочных испытаний и измерений на реакторной установке с ВВЭР-1000. Хайретдинов В.У., Андропова Л.С., Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», вып.1 «Реакторные установки с ВВЭР», Подольск, 2002, с. 53-61.

2. Обоснование эксплуатационной вибронадежности ВВЭР-1000 по результатам пусконаладочных измерений. Дранченко Б., Усанов А., Хайретдинов В., Энергетика, 1991, №2(6), с. 104-119.

3. Определение физико-механических характеристик TBC с помощью переносных систем контроля. Хайретдинов В.У., Родионов С.Б., Ляшенко В.В., Рыжов A.C., Марченков A.A., Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», вып.1 «Реакторные установки с ВВЭР», Подольск, 2002, с. 46-52.

4. Влияние граничных условий на динамические характеристики внутрикорпусной шахты реактора. Леонов М.А., Осинцев A.B., Хайретдинов В.У., Щепинов В.П., Несущая способность материалов и элементов конструкций ЯЭУ, Сборник научных трудов, Москва, Энергоатомиздат, 1991, с. 67-76.

5. Исследование динамических характеристик внутрикорпусной шахты реактора ВВЭР-1000 на методических моделях. Хайретдинов В.У., Леонов М.А., тезисы докладов 10-ой

всесоюзной конференции «Методы и средства тензометрии и их применение в народном хозяйстве», Москва, 1989, с. 326-327.

6. Методы и средства экспериментального обоснования сейсмостойкости элементов канала регулирования реактивности ВВЭР-1000. Селезнев A.B., Хайретдинов В.У., Василевский Г.М., Родионов А.Б., Рыжов A.C., Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», вып.5 «Реакторные установки с ВВЭР», Подольск, 2004, с. 61-64.

7. Разработка и применение средств вибродиагностирования тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Татурин Д.А., Ляшенко В.В., Моторное Г.В., Вахрушев П.А., Цеханский K.P., Войтенко В.Б., Сборник тезисов докладов 4-ой международной НТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2005, с. 82.

8. Пусконаладочные испытания и измерения с применением специальных систем при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000. Драгунов Ю.Г., Селезнев A.B., Хайретдинов В.У., Мамонтов C.B., Игнатьев П.С., Родионов А.Б., Воропаев A.A., Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», вып. 11, Подольск, 2005, с. 81-92.

9. Методы и средства обоснования вибропрочности внутрикорпусного оборудования ядерных реакторов. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Колесникова Л.А., Абрамов В.В., Юременко В.П., сборник трудов научно-практической конференции «Датчики и системы - 2006», Москва, 2006, с. 239-248.

10. Датчики и системы для пусконаладочного контроля первого контура водо-водяных энергетических реакторов. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Ляшенко В.В., Вахрушев П.А., Моторнов Г.В., Тарханов. В.В., «Датчики и системы», Москва, СенСиДат, 2005, с. 51-55.

Тираж 100 экз.

Экз. №

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.

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

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.

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.