автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методов виброшумовой диагностики реакторной установки ВВЭР-440

Введение

ГЛАВА 1. Современное состояние виброшумовой диагностики ЯЭУ

1.1. Задачи систем раннего диагностирования ЯЭУ

1.2. Функции системы виброшумовой диагностики и диагностические признаки, их реализуюш;ие

1.3. Диагностическая информация, извлекаемая из нейтронных шумов реактора

1.3.1. Роль феноменологических моделей

1.3.2. G-L - феноменология нейтронных шумов ВВЭР

1.3.3. Воздействие вибраций ВКУ, органов управления, измерительных каналов на нейтронный шум ВВЭР

1.3.4. Возможности шумового анализа сигналов ДПЗ

1.4. Нейтронно-шумовые исследования на зарубежных АЭС с ВВЭР

1.5. Краткие итоги эксплуатации СВШК на Российских АЭС с ВВЭР

1.6. Оценка времени запаздывания в реакторно-шумовых исследованиях

1.6.1. Простейшая модель TDE

1.6.2. Принципы построения спектральных методов

1.6.3. Модель глобального зашумления

1.7. Выводы по главе

ГЛАВА 2. Оценка траектории шахты активной зоны ВВЭР-440 по внезонным нейтронным шумам для диагностики шпоночных узлов корпус-Шахта»

2.1. Метод оценки траектории шахты активной зоны

2.2. Примеры характерных траекторий шахты активной зоны

2.3. Модельный эксперимент

2.4. Натурный эксперимент

2.5. Выводы по главе

ГЛАВА 3. Шумовой метод измерения расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР

3.1. Постановка задачи

3.2. Феноменологическая модель внутризонного нейтронного шума

3.2.1, Спектральные характеристики процессов

3.3. Реосанс в модели глобального зашумления *

3.4. Спектральные функции, не зависящие от глобального зашумления

3.5. Графическая интерпретация взаимосвязи д)г(Л А <Рг-\(/)

3.6. Описание модельного эксперимента

3.6.1. Временные функции

3.6.2. Спектральные функции

3.7. Экспериментальные результаты

3.8. Выводы по главе

ГЛАВА 4. Исследования шумов ДПЗ совместно с сигналами 5118 на 1-ом блоке КоАЭС

4.1. Факторы, влияющие на вибросостояние ВКУ, РК, АРК. Измерения, чувствительные катим факторам

4.2. Влияние глобального нейтронного шума на вибрационные эффекты

4.3. Частотные, амплитудные и фазовые признаки вибраций ВКУ, РК и

4.4. Влияние АРК на сигналы ДПЗ

4.5. Экспериментальные результаты 132 4.5.1. Интерпретация резонансных особенностей сигналов ДПЗ

4.6. Выводы по главе 4 148 ВЫВОДЫ 150 Список используемой литературы 152 Список использованных сокращений 164 Приложение. Акт об использовании результатов диссертации

Ши 1 U U U своей физическом природе нейтронный шум реактора носит вероятностный характер. Его теория для реактора нулевой мош,ности разработана достаточно полно и хорошо согласуется с экспериментом [1,2],

Шумы энергетического реактора представляют собой сложные, взаимосвязанные явления нейтронной физики, теплогидравлики и механики. Исследования по их интерпретации, интенсивно проводимые последние тридцать лет, позволили создать мощный инструмент раннего определения технического состояния РУ - шумовую диагностику. Ее четыре важнейших свойства выдвинули разработки систем шумовой диагностики в разряд перспективных систем обеспечения безопасной эксплуатации АЭС:

- пассивность;

- высокая чувствительность к аномалиям;

- ' возможность работы в эксплуатационных условиях;

- единственность по отношению к некоторым типам неисправностей.

Шумовая диагностика, а также шумовой контроль, как измерение динамических характеристик РУ, основываются на пассивном мониторинге флуктуирующих составляющих следующих физических полей:

- нейтронный поток в активной зоне и вне реактора;

- давление, температура и расход ТН;

- акустическое поле;

- гамма-поле.

Шумовой мониторинг вибрационных характеристик сложных конструкций позволяет выявлять на ранней стадии механические дефекты или аномальное изменение условий закрепления элементов конструкций. Если вибрационные характеристики, например, резонансные частоты, моды колебаний связаны с такими параметрами конструкции, как матрицы жесткости, инерции, то появляется возможность диагностирования с установлением причины той или иной аномалии.

Актуальность работы

Современные концепции безопасной эксплуатации АЭС базируются на широком внедрении систем ранней диагностики. Решение конкретных диагностических задач нашло свое техническое воплощение в так называемых локальных системах диагностики. Каждая из них, представляя собой функционально завершенную систему, очевидно, не претендует на полноту диагностирования реакторной установки. Однако, комплекс таких систем, объединенных единой идеологией оперативного диагностирования, взаимодействующий с системами контроля и управления РУ, позволяет обеспечить и полноту, и глубину диагностирования, отвечающую современным требованиям безопасной эксплуатации АЭС,

Успешное функционирование системы обеспечивается не только аппаратно-программными средствами, которые сами по себе являются наукоемкими продуктами, но и их методико-алгоритмическим обеспечением. В настоящее время локальные системы диагностики РУ приобретают статус штатных систем эксплуатации АЭС. Эти системы в обязательном порядке закладываются в проекты новых блоков АЭС, а блоки, находящиеся в эксплуатации, дооснащаются ими. Но прежде, чем локальные системы диагностики будут действительно вносить существенный вклад в достижение безопасной эксплуатации АЭС и давать экономический эффект, предстоит решить множество задач, начиная от поиска оптимального детекторного оснащения и заканчивая совершенствованием способов установления того или иного диагноза. Особенно остро эти проблемы стоят для систем вибродиагностики. Сложность интерпретации спектральных характеристик вибрации, требующая экспертной поддержки в принятии решения, высокие требования к квалификации обслуживающего персонала из-за наукоемкости » самих систем, отсутствие нормативной базы, затрудняют присвоение этим системам статуса штатных систем диагностики РУ.

Применительно к ВВЭР-440, в связи с окончанием назначенного срока эксплуатации первых блоков АЭС с данной РУ особо стоит проблема о обоснованного его продления. Один из путей решения состоит в расширении наблюдаемости активных зон ВВЭР-440, что потребовало оперативного шумового контроля вибросостояния внутрикорпусных устройств, рабочих и аварийных регулирующих кассет. К этому же решению подталкивает еще одна проблема: разработка нового поколения топливных кассет для ВВЭР-440, интенсивно проводимая в настоящее время Генконструктором в связи с ужесточением конкуренции на внешнем рынке ядерного топлива ВВЭР-440. Кроме того, участились случаи разгерметизации твэл на зарубежных АЭС с ВВЭР-440, что также потребовало разработки методов оперативного виброконтроля условий эксплуатации топлива.

В связи с изложенным выше, разработка методов виброационной и шумовой диагностики реакторных установок ВВЭР-440 является актуальной задачей. Важностью этой задачи объясняется большое количество вышедших в последнее время монографий, статей и обзоров, посвященных анализу шумов реактора. Развитие данного направления достаточно полно отражено в материалах семи конференций специалистов по реакторным шумам {8МОКМ), а также в работах участников ежегодных международных встреч на неформальном уровне по анализу реакторных шумов (1МОРМ). Большой вклад в развитие отечественной школы шумовой диагностики внесли Булавин В.В., Гуцев Д.Ф., Лескин СТ., Митин В.И., Могильнер А.И., Морозов СА., Павелко В.И., Проскуряков К.Н., Скоморохов А.О., Усанов А.И. Целью исследований является:

- создание методов, расширяющих возможности системы виброшумовой диагностики РУ, проверка их эффективности в численных экспериментах и в эксплуатационных условиях на действующих АЭС;

- оценка параметров, характеризующих условия эксплуатации топлива, по косвенным измерениям вибраций шахты активной зоны, рабочих и аварийных регулирующих кассет в целях обоснованного продления срока эксплуатации блока, контроля опытных образцов топливных кассет. Личное участие автора

Поставленные в диссертации задачи решались автором самостоятельно или в составе коллектива разработчиков. Автор непосредственно участвовал в качестве исполнителя на всех этапах выполненных исследований. Проведение столь масштабных экспериментов, представленных в диссертации, на действующих АЭС (в том числе и на зарубежных), возможно только совместными усилиями специалистов АЭС и различных исследовательских групп. Планирование экспериментов и их проведение выполнялось коллективом разработчиков под руководством автора. Принципы построения метода оценки траектории шахты и метода оценки времени запаздывания сформулированы совместно с научным руководителем. Обработка экспериментов проводилась автором самостоятельно.

Научная новизна полученных автором результатов состоит в том, что:

1. Предложены методы, позволяющие оперативно, в эксплуатационных условиях:

- по измерениям внезонных нейтронных шумов контролировать износ шпоночных соединений «шахта активной зоны - корпус реактора»;

- по измерениям внутризонных нейтронных шумов измерять поканальный расход теплоносителя с относительной случайной погрешностью не хуже одного процента.

2. Получена новая спектральная функция для оценки времени запаздывания, инвариантная к уровню глобального нейтронного шума.

3. По результатам проведенных на энергоблоке ВВЭР-440 многоканальных измерений шумов детекторов прямого заряда (ДПЗ) совместно с сигналами системы виброшумового контроля, выявлены новые диагностические признаки, значительно увеличивающие глубину диагностики активной зоны.

Практическая ценность. Полученные в диссертации результаты имеют непосредственный выход в практику. Разработанные методы восполняют пробел в алгоритмическом обеспечении существующих и пока малоэффективных систем виброшумового контроля на ВВЭР-440. Разработанные автором методы отмечены патентом РФ на изобретение и актом о внедрении результатов разработок на Кольской АЭС.

Положения, выносимые на защиту:

1. Метод оценки траектории шахты активной зоны ВВЭР-440 по внезонным нейтронным шумам для диагностики шпоночных узлов «корпус-шахта».

2. Метод шумового измерения расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР-440.

3. Результаты физической интерпретации спектральных особенностей сигналов ДПЗ ВВЭР-440.

Апробация работы

Основные результаты выполненных исследований были представлены на следующих семинарах и конференциях: отраслевой семинар министерства РФ по атомной энергии «Современные методы и средства диагностики ЯЭУ» (Обнинск, 2001г.), Российско-венгерско-финский семинар «Ядерное топливо ВВЭР-440. Опыт и перспективы», (Электросталь, 2001г.), 3-ий научно-технический семинар «Аналитика, диагностика и средства автоматизации для нефтегазового комплекса», (Обнинск, 2001г), 4-ый международный семинар по моделированию и экспериментальной поддержке эксплуатации топлива реакторов ВВЭР (Албена, Болгария, 2001г.), 2-ая международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», (Подольск, 2001г.). в первой главе работы рассмотрены функции систем раннего диагностирования и их место в обеспечении безопасной эксплуатации ЯЭУ. Обзор литературы выполнен с целью выявления недостаточно проработанных вопросов виброшумовой диагностики. Подчеркивается важность экспериментального подхода при разработке методов и алгоритмов диагностики.

Вторая глава посвящена разработке метода оценки траектории шахты активной зоны ВВЭР-440 по внезонным нейтронным шумам для диагностики шпоночных узлов «корпус-шахта». Приводятся результаты апробации метода в численном эксперименте и результаты эксперимента на АЭС в эксплуатационных условиях.

В третьей главе рассмотрена разработка спектральной функции для измерения времени запаздывания, защищенная от глобального нейтронного шума, а затем - метод измерения поканального расхода теплоносителя. Приведены результаты численных экспериментов и эксперимента на блоке 2 АЭС «Богунице», показывающие преимущества разработанного метода над существующими.

Четвертая глава работы посвящена исследованиям шумов детекторов прямого заряда совместно с сигналами системы виброшумового контроля. Проанализированы особенности сигналов внезонных и внутризонных детекторов нейтронного потока. По результатам исследований определены характерные частоты колебаний основного оборудования активной зоны ВВЭР-440.

В разделе «Выводы» делаются выводы по всей работе.

4.6. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ 4

1. Впервые в России на РУ ВВЭР-440 были зарегистрированы флуктуации сигналов ДПЗ, сделаны первые выводы о происхождении их резонансных особенностей. В спектральных характеристиках сигналов ИК и ДПЗ помимо известных спектральных особенностей наблюдаются три резонанса вибрационного происхождения на частотах: 0,93 Гц, 1,80 Гц, 2,15 Гц. Они значительны по мощности, полностью маскируют теплогидравлические источники нейтронного шума. На АЭС «Пакш» и АЭС «Богунице» с ВВЭР-440, напротив, доминируют теплогидравлические источники нейтронного шума, перемещаемые вместе с потоком теплоносителя.

2. Колебания шахты наблюдаются в сигналах ДПЗ, что свидетельствует об ошибочном выводе немецких исследователей о невозможности контролировать их с помощью ДПЗ. Дан механизм образования тока ДПЗ при колебаниях шахты: доказано, что этот эффект происходит вследствие псевдодвижений АРК.

3. Аналитически выведены зависимости спектральных особенностей вибраций при наличии глобального нейтронного шума. В частности, показано, что в качестве таких особенностей функции когерентности сигналов ДПЗ-ДПЗ и ДПЗ-ИК могут выступать как локальные максимумы, так и локальные минимумы.

4. Показано, что большое влияние на сигналы ДПЗ оказывают соседние АРК, которые вибрируют как на собственных, так и на вынужденных частотах. Вынужденные колебания АРК на частотах верхнего блока носят коллективный характер, что делает ошибочным вывод немецких исследователей об индивидуальном характере вибраций каждой АРК.

5. При совместном анализе сигналов ДПЗ с другими сигналами системы виброшумового контроля, по частотным, амплитудным и фазовым признакам сделаны выводы о том, что:

149

- 0,9375 Гц - собственная частота глобальных колебаний ГЦК, вызывающих вынужденные колебания РК, АРК, ВКУ;

- (1,5 - 2,0) Гц - диапазон частот, в котором происходят колебания АРК с соударениями;

- 2,159 Гц - частота вынужденных колебаний АРК, имеющих однонаправленный маятниковый тип, вызванных колебаниями верхнего блока на собственной частоте;

- (2,3 - 2,8) Гц - диапазон частот колебаний РК на собственной частоте по 1-ой моде (с двумя закрепленными концами).

1. проведенный обзор литературы показывает, что внедрение систем шумовой диагностики значительно расширяет наблюдаемость ЯЭУ и позволяет производить ее раннюю диагностику. Опыт эксплуатации систем виброшумового контроля производства фирмы "Siemens" на Российских АЭС демонстрирует недостаточную разработанность методов диагностирования, адаптированных к конкретной РУ. На отечественных АЭС с РУ ВВЭР-440 не проводились измерения флуктуации сигналов ДПЗ, которые позволяют в эксплуатационных условиях контролировать вибросостояние ВКУ, РК и АРК, а также измерять поканальный расход ТН.

2. Разработан метод оценивания мгновенной траектории шахты АкЗ по нейтронным шумам внезонных ионизационных камер. В численном и натурном экспериментах показано, что гладкость функции угла траектории является весьма чувствительным диагностическим признаком, характеризующим состояние шпоночных соединений. На основе анализа особых точек траектории предложен метод диагностирования шпоночных узлов, закрепляющих шахту АкЗ к корпусу реактора.

3. Для реакторных приложений предложена новая спектральная функция, с помощью которой измеряется время запаздывания. Ее инвариантность по отношению к уровню глобального нейтронного шума доказана аналитически и графически. В численном эксперименте показано, что новая спектральная функция превосходит по качеству оценки времени запаздывания известные способы, применяемые при исследовании реакторных шумов: метод реосанса и метод импульсной характеристики. На основе новой спектральной функции разработан метод оценки поканальной скорости ТН со случайной относительной погрешностью не хуже 1%. Его эффективность подтверждена в экспериментах на АЭС «Богунице».

4. Впервые в России на РУ ВВЭР-440 были зарегистрированы флуктуации сигналов ДПЗ, сделаны выводы о происхождении их резонансных особенностей. Разработан механизм образования тока ДПЗ при колебаниях шахты АкЗ, АРК и РК. Аналитически выведены зависимости взаимных спектральных характеристик ДПЗ и ИК при наличии глобального нейтронного шума. Совместный анализ сигналов ДПЗ с другими сигналами системы виброшумового контроля по частотным, амплитудным и фазовым признакам позволил заключить, что резонансы в сигналах ДПЗ обусловлены:

- глобальными колебаниями ГЦК;

- колебаниями шахты АЗ и корпуса РУ;

- вынужденными и собственными колебаниями АРК;

- колебаниями РК на собственных частотах;

- акустическими стоячими волнами.

Тем самым продемонстрировано, что шумовые измерения сигналов ДПЗ представляют собой мощный инструмент контроля колебаний АРК, РК и ВКУ. Кроме получения оперативных данных об их вибросостоянии, измерения ДПЗ значительно расширяют возможности виброшумовых систем диагностики ВВЭР-440 и, в частности, позволяют:

- делать обоснованные заключения при рассмотрении вопроса о продлении срока эксплуатации ВКУ сверх назначенного ресурса;

- сопровождать внедрение новых РК при переходе на пяти- и шестигодичную кампании, обосновывая допустимость изменения их вибрационных параметров при увеличении срока эксплуатации.

1. ТЫе J. Reactor noise. New York, 1963. 168 p.

2. Уриг P. Статистические методы в физике ядерных реакторов: Перевод с англ. / Под ред. Могильнера А.И. М.: Атомиздат, 1974. 174 с.

3. Advances in safety related diagnostics and early failure detection systems: Report of a technical committee meeting organized by the IAEA and held in Vienna, IAEA-J4-TC698, November 20-24, 1995.

4. Albrecht R., Seifritz W. The information in neutron fluctuations. -Nuclear Science and Engineering, 1970, v.41, p.417-420.

5. Thie J.A. Reactor noise monitoring for malfunctions. Reactor Technology, 1971, v.l4, N 4, p.354-365.

6. Seifritz W., Stegemann D. Reactor noise analysis. Atomic Energy Review, 1971, v.9, N 1, p.129-135.

7. Uhric R.E. Noise analysis in power reactor. Electrical World, 1973, v.l80,N. ll,p.44-56.

8. Williams M.M.R. Random Processes in Nuclear Reactors. Pergamon Press. Ltd. Oxford England. 1974. 237 p.

9. Saito K. On the theory of power reactor noise (1Д,111). Ann. ofNucl. Sci. and Eng., 1974, v.l, p.3 -253.

10. Saito K. Source papers in reactor noise. Progress in Nuclear Energy, 1979,v.3,p.l57-168.

11. Bernard P., Brillon A., Carre J.C. Neutron noise measurements of PWR's. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l, p.333-346.

12. Katona T., Mesko L., Por G., Valko J. Same aspects of the theory of neutron noise due to propagating disturbances. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.209-222.

13. Kostic L.J., Runkel J., Stegemann D. Termohydraulics surveillance of pressurized water reactors by experimental and theoretical investigations of thelow frequency noise field. In: Proceedings of SMORN 4, 1985, Dijon, France, p. 19-25.

14. Thie J.A. A review of the OECD speciaHst meeting on continuous monitoring techniques for assuring coolant circuit integrity. Nucl. Safety, 1986, v.27,No.2,p.l93-198.

15. Павелко В.И. Нейтронный шум энергетического реактора: Отчет о НИР // ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 31/544642, М., 1984. - 108с.

16. Kosaly G. Noise investigation in BWR and PWR. Progress in Nuclear Energy, 1980, v.5, p. 145-199.

17. Kosaly G., Wach D. Investigation in the joint effect of local and global driving sources in in-core neutron noise measurement, Atomkemenergie, 1975, Bd. 23,p.244-248.

18. Kosaly G., Mesko L. Theory of the auto-spectrum of the local components ofPWR. Annals in Nuclear Energy, 1976, v.3, p.233 - 238.

19. Van Dam H. Neutron noise in BWR. Atomkern., 1976, Bd.27, Lfg. 1, p.8-27.

20. Atta M.A., Fry D.N., Mott J.E., King W.T. Determination of void fraction profile in a BWR channel using neutron noise analysis. Nuclear Science and Engineering, 1978, v.66, p.264 - 268.

21. Thie J.A. Noise Sources in Power Reactor. In: Symposium on Noise Analysis in Nuclear Systems. Florida. Printed in OAK-RIDGE, Tennessee, June 1964, p. 357 -365,.

22. Тай Д.А. Стохастические процессы в ядерных реакторах и измерения динамических характеристик. М.: Атомиздат, 1966. 242 с.

23. Kosaly G., Maroti L. Mesko L. A Simple space dependent theory of the neutron noise in a BWR. Annals in Nuclear Energy, 1975, v.2, p.315 - 317.

24. Fuge R., Valko J., Gribon T. Measurement of the local and global effect of bubbles in a water moderated reactor. Annals ofNuclear Energy, 1977, v.4, p. 161-165.

25. Por G., Katona T. Some aspects of the theory of neutron noise due to propagating disturbances. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.209-216.

26. Turkcan E. Review of Borssele PWR noise experiments analysis and instrumentation. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.437 - 441.

27. Gutsev D.F., Pavelko V.I. Neutron-temperature noise methods and their experimental check on the reactor VVER-1000 // Труды конференции по внутризонным исследованиям. INCORE-96, Октябрь 1996, Мито, Япония, р. 128-134.

28. Robinson J.C., Hardy J.W., Shamblin G.R. Monitoring of Core Support Barrel Motion in PWR's Using Ex-Core Detector. Progress in Nuclear Energy. 1977,v.l, p. 369-372.

29. Dragt J.B., Turkan E. Borssele PWR noise measurements, analysis and 1п1ефге1а11оп. Progress in Nuclear Energy, 1977, v. 1, p.293 - 296.

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

31. Hollo E., Siklossy P., Toth Z. Automated vibration monitoring system for WWER-440 nuclear power plant diagnostics and surveillance. Progress in Nuclear Energy, 1982, V.9, p.595-604.

32. Albrecht W., Lee S.I. The use of neutronic fluctuations of local a vibration control rod in a PWR model. Nuclear Science and Engineering, 1983, V.83, p.427 - 430.

33. Allammar A., Danofsky R.A. Detection of component vibrations in reactor based on the L-G interaction. Trans. Am. Nucl. Sos., 1981, v.39, p.955 -958.

34. Bauemfeind V. Vibration and pressure signals as sources of an on-line vibration monitoring system in PWR power plant. Nuclear Engineering and Design, 1977, v.40, p. 403 - 407.

35. Holland L., Saxe R.F. Simulation of vibrating noise sources in power light water reactor. Trans. Am. Nucl. Sos., 1982, v.43, p.567 - 570.

36. Kunze U., Bechold B. New generation of monitoring systems with online diagnostics. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No.3/4, p.215-227.

37. Laggiard E., Runkel J., Stegemann D. One-dimensional bimodal model of vibration and impacting of instrument tubes in a BWR. Nucl. Sci. Eng., 1993,v.ll5,p.62-65.

38. Carre J.C., Gibert R.J., Jeanpierre F., Assedo R. PWR internals vibrational mode shapes calculation and tests. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l,p.353 - 358.

39. Matis M.W., Smith CM., Fry D.N. Characterization studies ofBWR-4 neutron noise analysis spectral. Progress in Nuclear Energy, 1977, v. 1, p. 175 -179.

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

41. Pazsit I. Investigation of the space dependent noise induced by a vibrating absorber. Atomkem., 1977, Bd.30, Lfg. 1, p.29 -31.

42. Antonopoulos-Domis M., Colfbrooke A. Neutron fluctuations induced by absorber vibrations the reactor experiment. Annals in Nuclear Energy, 1979, v.6,p.57-59.

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

44. Antonopoulos-Domis M. Reactivity and neutron density noise excited by random rod vibration. Annals in Nuclear Energy, 1976, v.3, p.451- 457.

45. Pazsit I. Two-Group Theory of Noise in Reflected Reactor with Apphcation to Vibrating Absorber. Annals in Nuclear Energy, 1978.V.16, p.185-189.

46. Grabner A., Liewers P., Schuman P. Decompositions of noise signals composed of many similar components. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l, p.615-618.

47. Robinson J.C., Shahrokhi F., Kryter R.C. Quantification of core barrel motion using an analitically derived scale factor and statistical reactor noise description. Nuclear Technology, 1978, v.40, p.47-51.

48. Ackerman N.J. Diagnosis of in-core instrument tube vibration in BWR-4s. Trans. Am. Nucl. Sos.,1975, v.22, p.624-626.

49. Wach D., Sunder R. Improved PWR neutron noise interpretation on detailed vibration analysis. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l, p.309 - 315.

50. Schumann P., Liewers P., Schmitt W., Weiss F.-P. Detection of core barrel motion at WWER-440 type reactors. Progress in Nuclear Energy, 1988, v.21,p.89-96.

51. Sweeny F,J., Rencer V.P. Fuel-assembly vibration-induced neutron noise in PWR, In: Ans. Annal Meeting. Detroit (USA), 1983. C0NF.-830609-31.p.l76-179.

52. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селиверстов Б.Н. Управление и безопасность ЯЭР. М.: Атомиздат, 1975. 228 с.

53. Гарусов Е.А., Коноплев К.А., Лившиц П.М., Петров Ю.В., Семенов А.Я., Филимонов Ю.И. Диагностика нейтронных шумов исследовательского реактора ВБР-М и влияние их на погрешности физических экспериментов. Kemenergie, 1983, Bd. 26, Н. 2, р. 68-74.

54. Marini J., Romy D., Spadi J. Neutron noise measurement of Buggy 2 PWR. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.557 - 560.

55. Antonopoulos-Domis M., Clockler O., Pazsit I. Stochastic aspects of tow-dimensional vibration diagnostics. Препринт ЦИФИ, KFKI-1983-41, Будапешт, 1983.-112 с.

56. Ando Y., Kanemoto S., Takigava Y. BWR simulation diagnosis by noise analysis. Progress in Nuclear Energy, 1977, v. 1, p. 163 - 167.

57. Altstadt E., Perov S., Weiss F.-P. Analysis of fluid-structure interaction at WWER-1000 type reactors. In: Proceedings of ICONE-8, April 2-6, 2000, Baltimore, USA, ICONE 8446. p.35-39.

58. Hazi G., Por G. Numerical simulator for noise diagnostic investigations in NPPs. Annals in Nuclear Energy, 1999, v.26, p. 1113-1130.

59. Perov S., Altsdat E., Wemer M. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structure interaction. Annals ofNuclear Energy, 2000, v.27, p. 1441-1457.

60. Fujita Y., Oraki H. Neutron noise monitoring of reactor core PWR internal vibrations at PWR's in Japan. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.531 -533.

61. Булавин В.В., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях // Атомная энергия. 1995. - т.79. - вып.5. - с.343-349.

62. Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Шумовые методы диагностики ВВЭР // Атомная энергия. -1997. т.82. - вып.4. - с.264-271.

63. Mayo C.W. Detailed neutron noise analysis of PWR internal vibrations. Atomkemenergie, 1977, Bd.29, H.9. p. 177 - 181.

64. Wach D. The analysis at-power neutron flux noise in the frequency range of vibrating reactor structures. Annals in Nuclear Energy, 1975, v.2, p.353 - 359.

65. Bulavin V. V., Gutsev D. F., Pavelko V.I. The experimental definition of the acoustic standing waves series shapes, formed in the coolant of the primary circuit of VVR-440 type reactor. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No. 3/4,p.l53-170.

66. Sunber R. Experiences and results with COMOC an on-line vibration analysis and monitoring system. - In: Proceedings of SMORN 6, May 19-24, 1991, Gatlinburg, Tennessee, USA p. 42-45.

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

68. 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.

69. Thompson J.P., Mc 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.

70. 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.

71. Аникин Г.Г., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Физическая интерпретация нейтронно-шумовых образов ВВЭР // Атомная энергия. 1977. - т.82. -ВЫП.4.-С.271-277.

72. Schumann Р., Liewers Р., Schmitt W., Weiss F.-P, Grabner A. Use of Noise Diagnostics WWER-440/230/, Отчет, Россендорф, сент. 1998 г. 94р.

73. 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.

74. Schumann P. Zur abschatzung des einflusses von relativen regelekementbewgungen bei anomalen rectorkorbbew egungen. Kemenergie, 1990,Bd.33,p.223-227.

75. Kunze U., Meyer K. In-core reactor noise measurements at PWRs of WWER type and their interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1985, v.l5, p.351 - 358.

76. 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, Oybin. p.76-79.

77. Аникин Г.Г., Павелко В.И, Опыт внедрения систем виброконтроля на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-440 // Теплотехника. -1999. -№6.-с. 12-17.

78. Кинелев В.Г., Перов СЛ. Вибрационные модели для диагностики оборудования первого контура реакторов ВВЭР // Тезисы докладов 15 Международной конференции «Неразрушаю щий контроль и диагностика». Москва, 1999. -т.2. -с. 253.

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

80. Павелко В.И. Спектральные методы оценивания времени запаздывания в реакторно-шумовых исследованиях //ВАНТ, серия: Физика ядерных реакторов. -1989. вьш.2. - с.58-65.

81. Nishihara П., Konishi Н. А New correlation method for transit-time estimation. Progress in Nuclear Energy, 1977, v. 1, p.219 - 225.

82. Павелко В.И. Новые спектральные методы оценки времени запаздывания в реакторно-шумовых исследованиях // Атомная энергия. -1987. Т.63. - вьш.4. - с.266-288.

83. Naito N., Ando Y., Yamamoto F., Takeuchi E. Estimation of fuel inlet flow rate by noise analysis. -Nucl. Sci. and Tech., 1980, v.l7. No. 5. p.351 358.

84. Beringer K., Kosaly G., Nishihara H. Theoretical remarks on a noise correlation method of transit time estimation. Atomkem., 1981, Bd.36(4), p.292-296.

85. Roston G., Kozma R., iCitamura M. Monitoring the state of the coolant in a boiling water reactor. In: specialists' meeting on in-core instrumentation and reactor core assessment. INCORE-96, Mito, Japan, October 14-23, 1996. p. 212-216.

86. Kleiss E.B., Osterkamp W.J. Experience with in-core neutron and gamma detectors for B WR coolant velocity measurements. Progress in Nuclear Energy, 1985, v.l5, p.735-743.

87. Sweeney F.J., Upadhyaya B.R., Shi eh D.J. In-core coolant flow monitoring of PWR using temperature and neutron noise. Progress in Nuclear Energy, 1985, v. 15, p.201-208.

88. Joshi S.S., Arora K.K., Koparde R.V. Comparative study of measurement techniques for coolant transit times in a boiling water reactor using noise signals ofLPRMs. Progress in Nuclear Energy, 1985, v. 15, p.921-929.

89. Akerhielm F., Espefaelt R., Lorenren J. Surveillance of vibrations in PWR. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, p.453 - 457.

90. Аркадов Г. В., Павелко В. И., Титов СИ. Нейтронно-шумовая вибродиагностика шахты активной зоны ВВЭР-440 // Атомная энергия. -2001. т. 91, - ВЫП.4, - с. 247-251.

91. Schumann P., Weiss F.-P. The influence of control element movement due to abnormal core barrel motion on ex-core neutron noise at WWER-440 type reactors. In: lAEA-NPPCI speciaHst's meeting, June 20-22, 1989, Dresden, DDR, p. 227-232.

92. Аркадов Г. В., Овчаров О.В., Павелко В. И., Усанов А. И., Липтак П., Словак Р. Измерение расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР-440 по флюктуациям сигналов датчиков прямого заряда // Атомная энергия. 2001. - Т.91, вып. 3, - с. 167-174.

93. Рог G., Glocler О., Rindelhardt U. Boiling detection in PWRs by noise measurement. In: Proceedings ofSMORN 5, 1988, v. 21, p. 111 - 116.

94. Аркадов Г.В., Овчаров O.B., Павелко В.И., Усанов А.И. Способ измерения скорости теплоносителя через тепловыделяющую сборку реакторной установки типа ВВЭР-440. Патент РФ: Ш 2001122069, 2001г.

95. Аркадов Г.В., Павелко В.И, Методы и программные средства вибродиагностики // Сборник докладов 3-его научно-технического семинара «Аналитика, диагностика и средства автоматизации для нефтегазового комплекса», Обнинск, 23 25 апреля 2001 г. -с. 168-172.

96. СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ1. АкЗ активная зона

97. АРК аварийная регулирующая кассета

98. АСВ акустическая стоячая волна

99. АСПМ автоспектральная плотность мощности

100. АЦП аналого-цифровой преобразователь

101. АЭС атомная электрическая станция1. БД база данных1. БЭТ блок защитных труб

102. БПФ быстрое преобразование Фурье

103. ВКУ внутрикорпусные устройства

104. ВКФ взаимная корреляционная функция

105. ВСПМ взаимная спектральная плотность мощности

106. ВХ вероятностная характеристика1. ВЧ высокая частота

107. ЩК главный циркуляционный контур

108. ГЦН главный циркуляционный насос

109. ДАП датчик абсолютных перемещений

110. ДОП датчик относительных перемещений

111. ДПД датчик пульсаций давления

112. ДПЗ детектор прямого заряда1. ИК ионизационная камера1. КД компенсатор давления

113. MAP многомерная авторегрессионная

114. МНК метод наименьших квадратов1. НШ нейтронный шум1. НЧ низкая частота1. ПГ парогенератор165

115. ППР планово-предупредительный ремонт1. PK рабочая кассета1. РУ реакторная установка

116. СВШК система виброшумового контроля

117. СВШД система виброшумовой диагностики

118. СКО среднее квадратическое отклонение1. СП случайный процесс1. ТН теплоноситель1. ТП термопара

119. TBC тепловыделяющая сборка

120. ТКР температурный коэффициент реактивности

121. ЯЭУ ядерная энергетическая установка

122. ОЖК реактор с кипящей водой

123. PWR реактор с водой под давлением

124. SMORN конференция специалистов по реакторным шумам SUS - система вибромониторинга (немецкая аббревиатура) TDE - оценка времени запаздывания1. Утверждаю"

125. Зам. директора Кольской АЭС по -гЛешрпасности, к. т.н. Ю.Н.Пыткин sf^V8 ноября 2001г.1. АКТоб использовании результатов диссертации

126. Начальник ОКМиД КАЭС В.Н.Ловчев

127. Начальник ЛД ОКМиД КАЭС С.И.Титов