Контроль теплогидравлических параметров и диагностика состояния ядерных энергетических установок с применением статистических методов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Кебадзе, Борис Викторович

• Кебадзе, Борис Викторович
• доктор технических наук
• 2007

Оглавление диссертации доктор технических наук Кебадзе, Борис Викторович

Список обозначений.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ДИАГНОСТИКА АНОМАЛЬНЫХ РЕЖИМОВ В БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРАХ.

1.1. Общая характеристика задачи.

1.2. Краткое описание реактора БОР-бО.

1.3 Диагностика кипения натрия.

1.3.1 Эксперименты по вскипанию натрия на реакторе БОР-бО.

1.3.1.1 Экспериментальное оборудование.

1.3.1.2 Система измерений.

1.3.1.3 Результаты экспериментов.

1.3.2. Применение импульсной системы для обнаружения кипения натрия в быстром реакторе.

1.3.3 Оценка надежности обнаружения кипения натрия с помощью корреляции акустических и нейтронных шумов.

1.4 Повышение чувствительности температурного контроля ТВС в быстром натриевом реакторе.

1.4.1 Условия эксперимента и методика обработки данных.

1.4.2 Некоторые результаты эксперимента.

1.4.3 Компенсированная система температурного контроля.

1.4.4 Моделирование температурного шума в тепловыделяющей сборке быстрого реактора.

1.4.5 Динамические характеристики датчика температуры.

1.4.6 Применение термопар натрий - сталь в реакторном эксперименте.

1.5 Выводы.

ГЛАВА 2. КОНТРОЛЬ РАСХОДА ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ КОРРЕЛЯЦИОННЫМ МЕТОДОМ.

2.1. Общая характеристика проблемы.

2.2. Первый этап испытаний корреляционного метода с использованием магнитных датчиков.

2.3 Опыт корреляционных измерений расхода натрия. на установке БН-600.

2.4 Изучение вихревой структуры потока и корреляционные измерения расхода с помощью бесконтактных магнитных датчиков.

2.5 Модельная градуировка магнитных корреляционных расходомеров.

2.6 Применение бесконтактных корреляционных датчиков для измерения расхода тяжелых теплоносителей.

2.6.1 Постановка задачи.

2.6.2 Конструкция датчиков.

2.6.3 Аппаратурное обеспечение измерений.

2.6.4 Некоторые результаты испытаний, стендовой градуировки и применения бесконтактных датчиков.

2.6.5 Определение метрологических характеристик корреляционного метода и средств измерения.

2.6.6 Перенос данных модельной градуировки на натурный стенд.

2.7 Термокорреляционные измерения.

2.7.1 Общие положения.

2.7.2 Изучение термоэлектрических шумов на границе между жидким металлом и стенкой и корреляционные измерения расхода.

2.8 Выводы.

ГЛАВА 3. ЧАСТОТНЫЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ЖИДКИХ МЕТАЛЛОВ.

3.1 Общая характеристика задачи.

3.2 Вихревые расходомеры жидкого металла с закруткой потока.

3.2.1 Исследование периодических колебаний в закрученном потоке жидкого металла под воздействием магнитного поля.

3.2.2 Распространение результатов на другие жидкометаллические теплоносители.

3.2.3 Конструкция МГД - BP.

3.3 Вихревые расходомеры с телом обтекания.

3.3.1 Постановка задачи.

3.3.2 Параметры рабочего участка.

3.3.3 Влияние магнитного поля на частоту вихреобразования.

3.3.4 Способы регистрации сигнала.

3.3.5 Частотные характеристики.

3.3.6 Оценка метрологических характеристик.

3.3.7 Некоторые вопросы практического применения.

3.3.7.1 Оценка амплитудных характеристик.

3.3.7.2 Оценка гидравлических характеристик.

3.4 Сопоставление вихревых расходомеров различного типа.

3.4.1 Частотные характеристики.

3.4.2 Амплитудные характеристики.

3.4.3 Корреляционные характеристики.

3.4.4 Взаимное влияние контура и рабочего участка вихревого расходомера.;.

3.5 Спектральные характеристики сигналов магнитных датчиков.

3.6 Выводы.

ГЛАВА 4. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ВОДЯНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

4.1 Общие положения.

4.2 Система измерения расхода в раздаточном коллекторе РБМК на базе ультразвуковых частотных расходомеров.

4.2.1 Постановка задачи.

4.2.2 Первичный преобразователь системы измерения расхода РБМК.

4.2.3 Электронная аппаратура.

4.2.4. Программное обеспечение.

4.2.5 Некоторые результаты испытаний экспериментального образца системы.

4.3 Термокорреляционная система измерения расхода через тепловыделяющие сборки.

4.3.1. Постановка задачи.

4.3.2 Общие положения.

4.3.3 Измерительный участок.

4.3.4 Вторичная аппаратура.

4.3.5 Программное обеспечение.

4.3.6 Лабораторные испытания измерительного комплекса.

4.3.7 Доработка методики стендовой градуировки.

4.3.8 Результаты стендовых градуировок.

4.3.9 Измерения расхода с помощью ТКР при реакторных испытаниях.

4.4 Корреляционная система измерения расхода в первом контуре ВВЭР с использованием флуктуации активности N16.

4.4.1 Общие положения.

4.4.2 Характеристики детекторов.

4.4.3 Вторичная аппаратура и программное обеспечение.

4.4.4 Условия эксперимента.

4.4.5 Некоторые результаты испытаний.

4.5 Выводы.

ГЛАВА 5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ГРАНИЦЫ ДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА.

5.1. Общая характеристика проблемы.

5.2 Краткое описание реактора.

5.3 Система измерения основных параметров реактора.

5.4 Экспериментальные исследования устойчивости в первой кампании.

5.4.1 Эксперименты по осцилляции реактивности.

5.4.2 Определение порога устойчивости.

5.5 Экспериментальные исследования автоколебательных режимов.

5.6 Расчетные модели неустойчивости.

5.6.1 Линейная модель неустойчивости.

5.6.2 Расчет автоколебаний без учета шумов.

5.6.3 Анализ низкочастотной стабильности.

5.7 Статистические характеристики вблизи границы устойчивости.

5.8 Применение статистических методов для исследования устойчивости при модернизациях кипящего реактора.

5.8.1 Исследование устойчивости реактора с модернизованным тяговым участком.

5.8.2 Устойчивость реактора при использовании кассет с пониженным гидравлическим сопротивлением.

5.9 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Контроль теплогидравлических параметров и диагностика состояния ядерных энергетических установок с применением статистических методов»

Применение статистических методов для исследования ядерных реакторов отделено от начальной стадии становления этой отрасли небольшим временным интервалом. Уже в конце 40-х - начале 50-х годов на реакторах «нулевой» мощности с помощью разработанных методов (корреляционный Росси-альфа, вероятностный Могильнера, частотный Кона) определяются кинетические параметры систем (эффективность запаздывающих нейтронов, время жизни мгновенных нейтронов и др.).

С вводом в строй энергетических реакторов центр тяжести применения статистических методов смещается в область контроля параметров и диагностики состояния этих установок. Они представляют собой сложные системы, в которых протекает совокупность нейтронных и теплофизических процессов, массопереноса и изменения фазового состояния вещества. В отличие от нейтронно - физических систем, построение общей стохастической модели такого объекта вряд ли возможно. Если в нейтронно - физических системах квант, характеризующий переход в новое состояние, по крайней мере, очевиден (захват нейтрона, появление его при делении и т.п.), то уже в теплофизической части такой ясности нет.

Шумы» нейтронного потока в энергетической установке обусловлены в основном случайными флуктуациями параметров топлива и теплоносителя. Очевидно, что выбор значения «кванта» обмена энергией между топливом и теплоносителем существенно влияет на мощность этих флуктуаций и, соответственно, на спектральный состав и мощность нейтронных шумов.

Неопределенность указанной величины затрудняет создание полной аналитической модели реакторных шумов. Поэтому для интерпретации получаемых данных целесообразно использовать достаточно простые «частные» модели, которые могут затем корректироваться по данным эксперимента.

Следует иметь также в виду, что для энергетической установки изучение температурных шумов, гидродинамических флуктуаций представляет самостоятельный интерес с точки зрения контроля различных элементов установки.

Можно подразделить анализ шумов ЯЭУ на следующие основные направления:

- измерение параметров установки (например, абсолютной мощности реактора на низких уровнях, реактивности вплоть до глубоких подкритичностей, расхода теплоносителя и т.п.);

- определение динамических характеристик системы, когда эксперименты, связанные с нанесением активных возмущений, нежелательны либо невозможны;

- диагностику состояния элементов ЯЭУ в целях регистрации аномалий и определения области безопасных режимов установки;

- оптимизацию систем контроля и управления с учетом характеристик шумов контролируемых параметров для повышения надежности и помехоустойчивости.

Это разграничение задач является в какой-то мере условным, поскольку их решение базируется зачастую на анализе шумов одних и тех же параметров, а определение, например, некоторой динамической характеристики может быть использовано для диагностики.

Как правило, исследования характеристик шумов и их приложения для диагностики и определения параметров установок тесно переплетены.

Помимо исследований нейтронных шумов реакторов нулевой мощности, заложивших основу и явившихся исходной базой шумовых исследований на ядерных энергетических установках, на развитие этих направлений оказывают .влияние направления,-""сформировавшиеся независимо от- теории ядерных реакторов. Это принципы и методы, развитые в статистической динамике и технической диагностике систем.

Как уже указывалось, одна из основных трудностей интерпретации статистических экспериментов на энергетическом реакторе состоит в том, что измеряемые статистические характеристики являются результатом сложного взаимодействия источников шума различной природы. Для шумов нейтронного потока, помимо случайного характера нейтронно - физических процессов, такими источниками могут являться случайные пульсации технологических параметров (расхода, входной температуры), случайные распределения примесей в теплоносителе и изменение его фазового состояния, неупорядоченные перемещения топлива, вибрации твэлов и кассет в потоке теплоносителя.

Статистические характеристики этих источников сами по себе являются достаточно сложным объектом исследования. Так, датчики температуры и расхода наряду с флуктуациями осредненных значений указанных параметров регистрируют локальные (турбулентные) пульсации температур и скоростей. Акустические шумы могут генерироваться турбулентным потоком теплоносителя, процессами генерации, движения и схлопывания пузырьков пара или газа, в особенности при кипении и кавитации, акустической эмиссией при образовании дефектов в материалах и другими причинами. В таких условиях необходимо расширять круг физических явлений и соответствующих датчиков, привлекаемых для статистических экспериментов. Эффективным методом является перекрестная корреляция сигналов различных датчиков.

Большой вклад в разработку методов контроля и диагностики с применением статистических методов на энергетических установках различных типов внесли сотрудники Физико - энергетического института под руководством профессора А.И. Могильнера (С.А. Морозов, Д.М. Швецов и др.). Значительные успехи в этой области применительно к реакторам ВВЭР достигнуты сотрудниками РНЦ им. И.В. Курчатова (В.В. Булавин, В.И. Павелко, С.Д. Малкин и др.) и НИКИЭТ (Б.П. Стрелков и др.).

Полем деятельности автора диссертационной работы были различные реакторные установки и стенды, в том числе вводимые в строй новые установки (кипящий реактор ВК-50, быстрые натриевые реакторы БОР-бО, БН-600). Применительно к действующим установкам (РБМК, ВВЭР-1000) разрабатывались усовершенствованные методики измерения расхода теплоносителя. Обоснование и опробование методов опиралось на стендовые эксперименты с различными теплоносителями (Na, Na-K, Pb-Bi, Li, вода под давлением). Составными частями исследований являются обработка и анализ случайных процессов во временной и частотной областях, разработка динамических моделей с учетом шумов, обоснование статистической надежности различных методов обнаружения аномалий, оценка статистической погрешности измерения параметров.

Диссертация состоит из пяти глав.

Первая глава посвящена проблеме диагностики теплогидравлических аномалий в быстрых натриевых реакторах. Базой для проведения экспериментальных работ были установки БОР-бО и БН-600.

На реакторе БОР-бО была реализована, по-видимому, наиболее обширная программа по обнаружению кипения натрия в БН-реакторе. Автор участвовал в разработке этой программы и отвечал за организацию статистической обработки данных. В ходе экспериментов сочетались различные способы выхода в режим кипения и различные варианты установки датчиков для регистрации акустических, нейтронных, температурных сигналов. Это позволило выявить характерные особенности процессов вскипания и сопутствующих сигналов.

С учетом этих особенностей автором предложена и проанализирована импульсная акустическая подсистема обнаружения кипения.

Для повышения достоверности идентификации кипения автором предложено использовать функции когерентности акустических и нейтронных шумов. Здесь также дан анализ статистической надежности обнаружения.

Наличие развитой системы контроля температуры на выходе из ТВС реактора БОР-бО (~ 20 ТЭП) позволило провести детальный анализ составляющих температурного шума и предложить компенсированную систему температурного контроля с более высокой чувствительностью к возможным аномалиям теплогидравлики ТВС.

1 Численное моделирование методом Монте-Карло позволило оценить влияние профиля температуры в ТВС на величину температурного шума на выходе, а также уточнить требования к динамическим характеристикам ТЭП, регистрирующим эти шумы.

Автором проведен цикл работ по изучению характеристик, в том числе и динамических, термопары «натрий - сталь». Некоторые результаты приведены в настоящей главе, в частности, отражены результаты испытаний ТЭП «натрий-сталь» в составе термозонда для БН-600 в переходных режимах расхолаживания установки.

Во второй главе рассматриваются корреляционные методы измерения расхода жидких металлов. Интерес к ним во многом связан с практическими потребностями при создании крупных установок с жидкометаллическим, в частности, натриевым теплоносителем. При относительно небольших (G < 100 м3/ч) расходах разработка датчиков в виде магнитных расходомеров и их градуировка не создают трудностей. Однако уже для расходов G« 1000 m3/4 появляются специальные требования к датчикам, и возникает проблема их градуировки.

Впервые предложен корреляционный метод с использованием магнитных датчиков, который может способствовать решению этой задачи. При этом используются флуктуационные сигналы, снимаемые с электродов магнитного расходомера.

Практическая пригодность метода для измерения расхода и контроля показаний магнитных расходомеров была продемонстрирована на действующих установках (БОР-бО, БН-600). К сожалению, оценка погрешности метода могла производиться в тот период лишь методом сличения с датчиками, точностные показатели которых были невысоки (± 5 % от верхнего диапазона измерений). Но и на таком уровне погрешностной оценки расхода через парогенераторные модули при пуске БН-600 были полезны.

В дальнейшем задача повышения метрологических характеристик решалась по нескольким направлениям.

Разработана методика модельной градуировки на основе геометрического подобия измерительных участков и равенства МГД-критериев для потоков теплоносителя.

Предложен новый бесконтактный корреляционный способ, который решает не только технологические проблемы съема сигнала, но и позволяет реализовать интегральный датчик корреляционного расходомера. При этом принципиально возрастает уровень корреляции сигналов, улучшаются метрологические и динамические характеристики метода.

В настоящей главе приведен пример модельной градуировки бесконтактных датчиков применительно к тяжелому теплоносителю. Метрологические характеристики для корреляционного расходомера на диапазон G«100m3Ai определялись на расходомерном стенде с производительностью 20 м3/ч.

Применительно к проблеме БН-реакторов, метрологическое обоснование метода для контуров с расходом G« 1000 m3/4 может быть проведено на аттестованном расходомерном стенде с производительностью G = 100 м3/ч.

В последнем разделе второй главы рассматривается новый термокорреляционный способ. Он использует флуктуации температуры на границе «жидкий металл - стенка измерительного участка» и не требует введения датчиков температуры в поток, не уступая при этом в точностных и динамических показателях. Метод испытан на различных сочетаниях материалов стенки и вида теплоносителей (сталь Х18Н9Т - натрий, сталь ЭП912 - натрий-калий, ниобий-литий).

Глава третья посвящена вихревым расходомерам. Идеологически они близки к корреляционным (времяпролетным), так как основной измеряемой величиной является не амплитуда сигнала, а в данном случае частота. Для организации периодических во времени структур необходимо вводить внутрь измерительного участка специальные устройства (завихрители). Это позволяет улучшить по сравнению с корреляционным методом метрологические характеристики, но требует повышенного внимания к соблюдению внешних условий. Так, работоспособность вихревого расходомера с телом обтекания сильно зависит от наличия газовой фазы в теплоносителе.

Предложен новый, МГД-вихревой способ измерения расхода, основанный на возбуждении периодических колебаний при наложении на закрученный поток жидкого металла поперечного магнитного поля, величина которого превышает некоторое пороговое значение. Метрологические характеристики прибора подтверждены аттестатом службы главного метролога ГНЦ РФ - ФЭИ.

По-видимому, полученный результат не ограничивается областью расходометрии. Проведенные исследования могут оказаться полезными при анализе более глобальных проблем МГД-неустойчивости, поскольку именно в закрученных потоках наиболее вероятна реализация электромагнитного самовозбуждения.

Для вихревых расходомеров с телом обтекания предложено несколько новых, в том числе и бесконтактных способов съема сигнала. В широком диапазоне изучено влияние величины магнитного поля на характеристики данного прибора вплоть до подавления периодической составляющей.

Для рассмотренных вихревых способов приведены критериальные соотношения, определяющие электромагнитное взаимодействие.

В заключительном разделе главы рассмотрены влияние естественных источников возмущения потока на спектральные характеристики бесконтактных магнитных датчиков и возможность использования интегральных параметров спектральной плотности мощности для контроля показаний магнитных расходомеров в процессе эксплуатации.

В четвертой главе отражено применение накопленного опыта в области статистических методов для разработки систем измерения расхода водяного теплоносителя в реакторных установках различного типа. На базе вихревого расходомера с ультразвуковой регистрацией гидродинамических неоднородностей разработана система измерения расхода в групповом раздаточном коллекторе РБМК, в которой три независимых измерительных канала расположены на участке длиной менее одного калибра трубопровода. Испытания полномасштабного экспериментального образца показали возможность обеспечения заданной погрешности и быстродействия.

Для обеспечения средством измерения расхода инструментованных сборок при петлевых испытаниях создана 16-канальная термокорреляционная система. Ее элементы, включая первичный преобразователь с микротермопарами, малошумящую электронику и программное обеспечение прошли испытания на исследовательском реакторе МИР (ГНЦ РФ - НИИАР, г. Димитровград), которые завершились защитой технического проекта.

В заключительном разделе главы дано описание разработанной корреляционной системы измерения расхода теплоносителя первого контура по активности N16. На основе сформулированных требований в ОКБМ, Нижний Новгород, изготовлены эффективные у-камеры. Более чем трехлетний опыт эксплуатации демонстрационной системы (камеры, вторичная аппаратура, программное обеспечение), установленной на 2-ом блоке Калининской АЭС, подтверждает возможность надежного прямого контроля расхода в петлях первого контура. Такая работа выполнена в России впервые.

В пятой главе изложены результаты исследований устойчивости кипящего реактора ВК-50. На первом этапе наряду со статистическим методом использовался и осцилляторный. В ряде случаев реактор выводился в режим с колебаниями значительной амплитуды. По мере приобретения опыта и отработки методик выявилось, что статистический метод анализа нейтронных шумов - наиболее практичный и надежный метод определения границы устойчивости. Осцилляторный метод требует скоростного привода стержней управления, который в ходе модернизации аппарата был исключен. Метод прямого выхода в режим автоколебаний небезопасен, поскольку вследствие слабой нелинейности малым изменениям рабочих параметров вблизи границы устойчивости соответствуют значительные, превышающие по размаху средний уровень мощности, колебания. Анализ шумов может проводиться на разумном удалении от этой границы.

Для оценки уширения пика спектральной плотности мощности разработана динамическая модель на базе статистической линеаризации, которая позволяет рассчитывать спектральные характеристики в окрестности границы линейной устойчивости, в том числе за ее пределами, и вносить при необходимости соответствующие поправки в экспериментальные значения.

Разработанные методики и аппаратура применялись для предсказания границы устойчивости различных модернизаций реактора ВК-50 (реконструкция тягового участка, переход на кассеты с улучшенными гидравлическими характеристиками).

Завершая данный краткий обзор, можно отметить, что цель работы состояла в создании и исследовании новых методов контроля теплогидравлических параметров и диагностики состояния ядерных энергетических установок на основе статистических методов, разработке на их основе способов, измерительных устройств и систем, повышающих безопасность и надежность эксплуатации этих установок.

Что касается новизны полученных результатов, то поскольку в диссертации рассматриваются новые области приложения статистических методов, практически каждый результат содержит существенную новизну.

Ряд достижений с позиции новизны автор хотел бы отметить отдельно: комплексный анализ шумов различных параметров при кипении натрия в активной зоне быстрого реактора, предложение использовать функцию когерентности акустических и нейтронных шумов для повышения достоверности обнаружения аномалии; детальный анализ составляющих шумов температуры на выходе из ТВ С быстрого реактора как основа для создания высокочувствительной системы температурного контроля; корреляционный способ измерения расхода жидких металлов с помощью магнитных датчиков и бесконтактную модификацию этого способа; изучение периодических колебаний закрученного потока под воздействием магнитного поля и использование этого эффекта для реализации МГД-вихревого способа измерения расхода; термокорреляционный способ измерения расхода жидкого металла без введения датчиков в поток теплоносителя; разработка и применение нелинейной модели шумов вблизи границы устойчивости кипящего реактора.

Весомым показателем новизны является то, что по материалам, изложенным в диссертации, автором получено 12 авторских свидетельств на разработанные способы и устройства.

Практическая ценность и внедрение. Как явствует из вышеизложенного, ряд предложенных методик, способов и устройств реализован на действующих ЯЭУ и крупномасштабных стендах.

Разработанные расчетные и экспериментальные методики прогнозирования устойчивости использовались для определения границ устойчивости кипящего реактора при различных его модификациях. Эти результаты послужили основой для обоснования использования кипящего реактора при пониженных давлениях в составе атомной станции теплоснабжения.

По результатам экспериментов по обнаружению кипения в быстром реакторе сформулированы рекомендации по построению соответствующей диагностической системы.

Корреляционный метод на основе магнитных датчиков использовался для оценки расхода в секциях парогенераторов БН-600 и градуировки магнитных расходомеров.

Бесконтактный корреляционный способ применялся для измерения расхода на крупномасштабном стенде с тяжелым теплоносителем в ОКБ «Гидропресс».

Термокорреляционный способ применялся в РКК «Энергия» для оценки расхода в высокотемпературном литиевом контуре.

Корреляционная система с использованием флуктуации активности N16 функционирует на 2-ом блоке Калининской АЭС в качестве внештатной.

На защиту выносятся:

1. Результаты комплексных экспериментально - расчетных исследований в обоснование систем диагностики аномальных теплогидравлических режимов в быстром натриевом реакторе.

2. Комплекс экспериментально - расчетных исследований в обоснование новых методов и средств контроля расхода жидкометаллических теплоносителей и результаты их использования на реакторных установках и стендах.

3. Результаты исследований и применения быстродействующих датчиков пульсаций температуры на установках с жидкометаллическим теплоносителем.

4. Результаты исследований и разработки средств контроля расхода в реакторных установках с водяным теплоносителем на основе статистических методов.

5. Комплекс экспериментально - расчетных. .исследований динамики и результаты прогнозирования границ устойчивой работы кипящего реактора с применением статистического анализа

Личный вклад автора состоит в следующем :

- разработка новых методов и средств контроля расхода в ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем на основе статистических методов;

- разработка новых методов и средств диагностики аномальных теплогидравлических процессов в быстрых натриевых реакторах;

- обоснование и разработка быстродействующих средств контроля температуры в ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем;

- разработка новых методов и средств контроля расхода в ЯЭУ с водяным теплоносителем на основе статистических методов;

- выбор оптимальных методов статистического анализа;

- экспериментально - расчетный анализ и прогнозирование границы устойчивой работы кипящего реактора на основе статистических методов;

- математическое моделирование и критериальный анализ теплогидравлических процессов;

- анализ полученных результатов и выработка рекомендаций;

- разработка и оптимизация многоканальных систем измерения расхода.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на:

- семинарах по динамике секции №3 НТС №1 Минатома в 1971г. (г.Горький), 1978 г. (Цахкадзор), 1982 г. (г.Обнинск), 1985 г. (г.Киев), 1994г. (г. Обнинск, тема: Методы и технические средства диагностирования ЯЭУ);

- Международном совещании по реакторным шумам SMORN-1, 1974 г. (г. Рим);

- школе по физике Центрального института ядерных исследований ГДР, 1977 г. (г. Дрезден);

- 11-м информационном совещании по реакторным шумам, 1978 г. (г. Дрезден);

- советско - американском семинаре по безопасности быстрых реакторов, ноябрь 1979 г. (г. Обнинск);

- 13-м совещании по магнитной гидродинамике, 1990 г. (г. Рига);

- межведомственной конференции «Теплофизика - 96» «Методы и средства измерения теплогидравлических параметров ЯЭУ», 11-14 ноября 1996 г. (г. Обнинск);

- Российской межотраслевой конференции «Теплофизика - 2002» «Тепломассоперенос и свойства жидких металлов», 29 - 31 октября 2002 г. (г. Обнинск);

- Российском научно-техническом форуме «Ядерные реакторы на быстрых нейтронах», 8-12 декабря 2003 г. (г. Обнинск);

- отраслевом научно-техническом семинаре «Проблемы технологии и теплогцдравлики жидкометаллических теплоносителей», 30 октября - 3 ноября 2000 г. (г. Обнинск);

- 14-й конференции Ядерного Общества России, 30 июня-4 июля 2003 г. (г. Удомля, Калининская АЭС);

- IIВсероссийской научно-технической конференции «Датчики и детекторы для АЭС» (ДЦАЭС-2004), 31 мая - 5 июня 2004 г. (г. Пенза);

- 4-й Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2004), 16- 17 июня 2004 г. (г. Москва, ВНИИАЭС);

- 4-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23 - 25 мая 2005 г. (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс»);

- 5-й Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2006), 19-21 апреля 2006 г. (г. Москва, ВНИИАЭС).

Часть результатов, представленных в диссертации, опубликована в 25 статьях в журналах «Атомная энергия», «Магнитная гидродинамика», «Теплоэнергетика», «Метрология» и в 3 препринтах.

Работа состоит из введения, 5 глав и заключения, изложенных на 284 страницах машинописного текста, куда входит 128 рисунков и список литературы, включающий 144 наименования, в том числе 47 работ с участием автора.

Работы проводились по темам НИОКР в НИИ Атомных реакторов (ГНЦ РФ НИИАР), г. Димитровград и Физико - энергетическом институте (ГНЦ РФ - ФЭИ), г. Обнинск.

Большую помощь в подготовке и проведении исследований и разработок по теме диссертации оказали коллеги автора Адамовскнй JI.A., Афанасьев В.А., Голованов В .В., Комиссаров Ю.О., Лагутин А.А., Ланских B.C., Шурупов В.А. и другие. Всем им автор выражает свою глубокую благодарность.

Отдельная благодарность Генераловой И.Е за помощь в оформлении данной работы.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кебадзе, Борис Викторович

5.9 Выводы

1. Выявление механизма резонансной устойчивости и особенностей поведения кипящего реактора вблизи границы устойчивости проводилось с применением осцилляторных и статистических методов; в некоторых режимах достигались колебания нейтронного потока значительного 100 % от среднего значения) размаха.

2. Разработана методика статистического эксперимента и программы обработки случайных процессов, аппроксимации статистических характеристик, построения границы устойчивости в плоскости параметров «Р - N».

3. При проведении экспериментов, а также в режиме эксплуатации кипящих установок при пониженных давлениях следует иметь в виду, что ожидаемые изменения амплитуды колебаний, сделанные на основе изучения динамических характеристик в стационарных режимах, не могут распространяться на переходные процессы, в которых изменение некоторых параметров дает эффект, обратный наблюдаемому в стационаре. Так, подъем давления за счет парового потока может привести к резкому росту амплитуды колебаний. Хотя режим возбуждения колебаний является «мягким», даже малые изменения «тепловых» параметров реактора вблизи границы устойчивости могут вызвать рост амплитуды от уровня шума (< 3 % от среднего значения) до величин, препятствующих нормальной эксплуатации установки.

4. Для интерпретации резонансных характеристик и расчета автоколебательных режимов разработана модель реактора с точечной кинетикой и представлением обратной связи в виде линейной системы с распределенными по высоте параметрами. Резонансные частоты модели достаточно хорошо согласуются с экспериментом.

5. Предложена методика расчета статистических характеристик кипящего реактора вблизи границы линейной устойчивости, в том числе и за ее пределами, основанная на принципе статистической линеаризации. Обратная связь описывалась упрощенной сосредоточенной моделью. Представление реактора в виде нелинейной системы, находящейся под воздействием случайных возмущений, позволяет оценить их влияние на резонансные характеристики и внести соответствующие поправки при прогнозировании порога устойчивости на основе ширины резонансного пика.

6. Начиная с первого этапа и на протяжении дальнейшей эксплуатации статистический метод контроля устойчивости по показателю затухания корреляционной функции (либо ширине резонансного пика СПМ) регулярно использовался для прогнозирования границы устойчивости. Так, был выявлен лишь небольшой эффект от модернизации тягового участка.

Значительный (не менее 1,5-кратный по предельной мощности) результат дал переход на кассеты с улучшенными гидравлическим характеристиками.

Применение разработанного метода позволило детально обосновать возможность использования кипящего реактора в режимах с пониженным давлением применительно к атомным станциям теплоснабжения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполнения комплексных экспериментально - расчетных программ по диагностике состояния и контролю параметров ядерных энергетических установок решен ряд крупных научных проблем, имеющих важное значение для ядерной энергетики:

1. Контроль расхода теплоносителя в контурах ЯЭУ.

Основой решения проблемы является применение временных (корреляционных) и частотных методов. Разработанные методы и средства предусматривают как прямые измерения расхода, так и эксплуатационную градуировку других расходомеров.

1.1 Впервые в мировой и отечественной практике предложен и реализован корреляционный метод измерения расхода жидких металлов с помощью магнитных датчиков.

Результаты стендовых и реакторных испытаний в широком диапазоне расходов (G= 101104м3/ч, Ду40, Ду200, ДУ300, ДУ500, Re = 2-Ю5 + 2- 107) подтвердили его работоспособность и конкурентоспособность по точности с другими методами. Показания корреляционного метода не зависят от старения магнитных систем, контактных сопротивлений и других причин, влияющих на выходной сигнал магнитных расходомеров. Метод использовался для измерения расхода и градуировки магнитных расходомеров на парогенераторных секциях в период пусконаладочных работ на установке БН-600 в отсутствии других средств измерения расхода.

1.2 Для метрологического обоснования корреляционного метода разработана методика модельной градуировки на основе принципа подобия с учетом критериев магнитогидродинамического взаимодействия, позволяющая определять поправочные коэффициенты для натурных условий путем проливкн моделей на стендах с меньшими на порядок верхними пределами по расходу.

Испытания модели корреляционного расходомера на расходомерном стенде путем сопоставления с объемно - временным методом в диапазоне расходов G = 4 . 20 м3/ч, Re = (0,9 . 4,5) • 105, показали, что поправочный множитель для расчета истинного расхода G = Кс —, где V - объем измерительного участка, тт с т m время пролета, может быть определен с погрешностью менее 0,5 %. Это позволяет рассчитывать на измерения расхода корреляционным методом в натурных условиях с погрешностью ± (1,5 - 2) %.

1.3 Впервые предложен бесконтактный корреляционный способ измерения расхода жидких металлов, использующий флуктуации индуцированного магнитного поля (А. с. № 794379,1981 г.).

Ориентация приемных обмоток с учетом вихревой структуры за источниками возмущения потока позволила реализовать бесконтактный датчик интегрального типа, обеспечивающий близкий к предельному уровень корреляции сигналов при больших базовых расстояниях, L/D» 1, высокое временное разрешение, а с ними - точность и быстродействие измерений.

Применение бесконтактных датчиков особенно актуально для тяжелого теплоносителя, так как они позволяют преодолеть технологические проблемы, связанные с большим контактным сопротивлением на границе жидкий металл-стенка. Применение наружных электродов здесь практически невозможно. . Применение бесконтактного метода обеспечило измерение расхода на крупномасштабном стенде с теплоносителем свинец - висмут в ОКБ «Гидропресс». Разработанные магнитные датчики отмечены серебряной медалью ВДНХ.

1.4 Впервые предложен корреляционный способ измерения расхода жидкого металла с использованием пульсаций термо-ЭДС на границе жидкий металл -стенка трубы, регистрируемых наружными электродами (А. с. № 1455238,1989 г.).

Отклонение градуировочной характеристики корреляционного расходомера в диапазоне Re = 1,75 • 104 - 3,5 -103 от линейной аппроксимационной зависимости с коэффициентом пропорциональности 0,975 не выходит за пределы ± 1,5% от максимального значения расхода.

Термокорреляционные измерения проводились в контурах с теплоносителем натрий-калий и трубой из нержавеющей стали, а также в литиевом контуре с ниобиевыми трубами при температуре до 800 °С.

1.5 Обнаружено и исследовано явление периодической неустойчивости, возникающее при приложении к закрученному потоку жидкого металла поперечного магнитного поля величиной выше порогового значения. В результате исследований в широком диапазоне параметров потока (Re = 6,3 -103 — 5 • Ю5) с различными теплоносителями (Na, Na-K) для параметров закрутки 1,18- 1,66 определены пороговые значения индукции магнитного поля в зависимости от скорости, температуры потока и протяженности магнитной системы, которые хорошо описываются параметром электромагнитного взаимодействия N, которое для магнитных систем протяженностью в один диаметр трубопровода составляет 0,6-0,75.

Для большинства жидких металлов периодические режимы реализуются в широком диапазоне параметров потока при величинах поля, типичных для известных кондукционных расходомеров (для D = 40 мм В < 0,1 Тл).

1.6 На основе обнаруженного явления предложен МГД-вихревой способ измерения расхода жидкого металла (А. с. № 1597563, 1990 г.) и устройство для его реализации. Метрологические исследования частотных характеристик датчика позволяют рассчитывать на достижение погрешности менее 1 % от измеряемой величины расхода в диапазоне Gmax/ Gmin = 50.

1.7 На установках с различными жидкометаллическими теплоносителями в широком диапазоне параметров потока и рабочих участков исследованы вихревые устройства с телом обтекания.

Изучено влияние величины и ориентации МП на частоту вихреобразования на ТО. Показано, что при параллельной ориентации. МП относительно ТО влияние величины поля мало; отклонение частоты, отнесенное к единице N, не превышает 2 %, При перпендикулярной ориентации МП с ростом поля происходит увеличение частоты вихреобразования; отклонение частоты, отнесенное к единице N, составляет «40%. Для конкретной геометрии''рабочего участка и магнитной системы определены значения индукции перпендикулярного МП, соответствующие прекращению вихреобразования; средняя величина NKp = 0,52.

1.8 Испытаны различные варианты РТО с внешним расположением магнитной системы и электродов. Предложены новые способы регистрации полезного сигнала с помощью электродов и измерительных обмоток, обеспечивающие максимальную величину сигнала и отношения сигнал/шум (А. с. № 1340296, 1985 г.; А. с. № 1570449, 1998 г.; А. с. № 1668869, 1998 г.;

А. с. № 1779132, 1990 г.).

Экспериментально исследованы метрологические характеристики вихревых устройств с ТО. Частотное разрешение зависит от удаления предшествующих источников гидродинамических возмущений и составляет для исследованных устройств 2-10 %.

1.9 Проведено сопоставление различных типов исследованных вихревых расходомеров. По частотному разрешению вихревые расходомеры с закруткой потока в несколько раз превосходят устройства с телом обтекания. Амплитуда сигнала РТО с МП 1 ТО и поперечными электродами, а также с МП || ТО и боковыми продольными электродами, сопоставима по порядку величины с амплитудой сигнала МГД-BP, электроды которого ориентированы поперек закрученного потока. Пространственная устойчивость периодических колебаний, сформированных в МГД - BP, обеспечивает существенно большую в сравнении с РТО точность контроля показаний фазовым методом. Осевая симметрия закрученного потока позволяет совместить в одном устройстве МГД-BP и кондукционный магнитный расходомер с сохранением линейности последнего в пределах 0,5 %.

1.10 Исследовано влияние естественных источников возмущений потока в виде гибов и места установки датчика на спектральные характеристики сигналов бесконтактных магнитных датчиков. Показано, что для широкого диапазона параметров потока, ИВ и ИУ частотный диапазон сигналов датчиков лежит в области f. < 1.

Продемонстрировано соответствие СПМ сигналов датчиков для стендов, различающихся параметрами потока и диаметром трубопровода при наличии геометрического и МГД подобия, что является необходимым условием для градуировки средств измерения расхода методом моделирования. Интегральные параметры спектральных характеристик (средняя частота) могут использоваться для приближенной оценки значений расхода и контроля показаний магнитных расходомеров в процессе эксплуатации.

1.11 Разработана система измерения расхода в групповом раздаточном коллекторе реактора РБМК, основанная на ультразвуковом методе регистрации вихрей, генерируемых телом обтекания. Разработан, изготовлен и испытан полномасштабный экспериментальный образец первичного преобразователя расхода, обеспечивающий три независимых измерительных канала. Диапазон измерения: G= 120- 1200 м3/ч. Испытания показали, что при соответствующем метрологическом обеспечении измерительная система позволяет измерять расход в указанном диапазоне с погрешностью < 2 % от верхнего значения диапазона. Частотная характеристика полномасштабного измерительного участка (fpa6 «60 Гц при G=I000 m3/4) обеспечивает быстродействие системы при номинальном расходе на уровне 1 сек.

1.12 Разработан, изготовлен и испытан в стендовых и реакторных условиях опытный образец 16-канальной термокорреляционной системы, обеспечивающий измерение расхода через инструментованные кассеты в диапазоне 0,3- 1,5 м3/ч с погрешностью ± 2,5 % при времени измерения Т > 3 минут. Система предназначена для обеспечения петлевых испытаний.

1.13 Проведено обоснование и разработка корреляционной системы измерения расхода теплоносителя первого контура по активности N16. С учетом этих обоснований в ОКБМ (Н. Новгород) разработаны ионизационные у-камеры. Установленная на 2-м блоке Калининской АЭС демонстрационная система, включающая датчики, вторичную аппаратуру и программное обеспечение, является первой на АЭС с ВВЭР в России. Трехлетний опыт ее эксплуатации показал возможность надежного непосредственного контроля расхода в петлях первого контура.

Зарубежные данные и опыт измерений на Калининской АЭС показывают, что система обладает потенциальными возможностями обеспечения погрешности измерения расхода в первом контуре на уровне 2 %, что значительно ниже, чем реальная погрешность (5-6 %) его измерения существующими на настоящий момент методами.

2. Диагностика аномальных теплогидравлических режимов БН-реактора.

Проблема включает в себя разработку алгоритмов обнаружения кипения натрия, повышение чувствительности температурного контроля на выходе из ТВС и испытания быстродействующих датчиков температуры.

2.1. Сочетание различных способов выхода в режим кипения, различных вариантов установки датчиков и сопоставление акустических, нейтронных и температурных сигналов позволило с достаточной определенностью выявить характерные особенности процесса вскипания и сформулировать основные алгоритмы его обнаружения. При интенсивном вскипании, сопровождающемся выбросом значительного количества пара в недогретый натрий надзонного пространства, формируется акустический сигнал, амплитуда которого превышает фон на ~ 20 дб., и уверенно регистрируется всеми датчиками, для которых область схлопывания парового объема находится в прямой видимости.

2.2. Для обнаружения постепенно развивающегося кипения предложен алгоритм, использующий импульсный характер акустических сигналов. Проведен статистический анализ надежности (вероятность ложного сигнала и пропуска аварии), подтверждающий перспективность импульсной системы.

2.3. Для повышения надежности идентификаций кипения предложено использовать функцию когерентности нейтронного сигнала и огибающей акустического шума, для которых в режиме кипения характерно появление периодической компоненты. Проведен расчет вероятностей ложного срабатывания и пропуска аварии для реальных статистических характеристик с высоким значением когерентности, у2(со)» 0,9 на частоте резонанса. Для достижения одного ложного срабатывания в год необходима длительность реализации Т « 100 с.

2.4. Значительная доля температурных шумов на выходе из ТВС БН-реактора связана с флуктуациями таких интегральных параметров как расход через реактор и мощность реактора. Разработанная методика выделения составляющих корреляционной функции и дисперсии температурного шума, связанных с этими параметрами, позволила предложить компенсированную систему температурного контроля, дисперсия остаточного шума в которой более чем в два раза ниже исходной, а надежность обнаружения аномалий выше на порядок.

2.5. Для модели, близкой по параметрам к ТВС реактора БН-600 проведено статистическое моделирование температурного шума. Численное моделирование позволило оценить зависимость уровня пульсаций температуры на выходе от неравномерности профиля, сформулировать требования к динамическим характеристикам датчика температуры.

2.6. Расчет динамических характеристик упрощенной модели термопары «натрий - сталь» для характерных размеров 1 - 3 мм и реальных значений коэффициента теплоотдачи дает оценку постоянной времени в диапазоне 1 - 10 мс, что вполне достаточно для решения практических задач диагностики. Реальная конструкция термопары «натрий - сталь» испытана в составе термозонда в переходных режимах расхолаживания установки БН-600.

3. Определение границы устойчивости работы кипящего реактора.

3.1. Анализ нейтронных шумов использовался в качестве эффективного инструмента для определения границы устойчивой работы первого в России корпусного кипящего реактора ВК-50. Разработанные методики, алгоритмы и программы статистического анализа позволили получить необходимую информацию о степени приближения к границе устойчивости по показателю затухания корреляционной функции либо ширине пика СПМ, находясь на приемлемом отдалении от зоны колебаний с большой амплитудой. Применение метода полярной корреляции полезно не только с аппаратной, но и с методической точки зрения, так как в отличие от классического он не дает преимущества при оценке устойчивости интервалам шумовых колебаний с большей амплитудой.

3.2. С использованием принципа статистической линеаризации разработана нелинейная модель кипящего реактора вблизи границы устойчивости, в том числе и за ее пределами, позволяющая оценить уширение пика СПМ из-за нелинейности и вносить при необходимости коррективы в данные эксперимента.

Статистический метод контроля устойчивости регулярно использовался, начиная с пуска и на протяжении дальнейшей эксплуатации реактора ВК-50. Показано, что модернизация тягового участка дала небольшой эффект с точки зрения повышения мощности. Значительный (не менее 1,5-кратный по предельной мощности) результат дал переход на кассеты с улучшенными гидравлическим характеристиками. Применение разработанного метода позволило детально обосновать возможность использования кипящего реактора в режимах с пониженным давлением применительно к атомным станциям теплоснабжения. Последняя модификация реактора обеспечивает устойчивую работу (с коэффициентом запаса 1,3 до границы резонансной области) при удельных тепловых нагрузках qv = 11,5 - 32 кВт/л в диапазоне давлений р = 1,2-4 МПа.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Кебадзе, Борис Викторович, 2007 год

1. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах/ Ю.Е. Багдасаров и др. М.: Атомиздат. 1969

2. The Development of Techniques for the Surveillance of LMFBRs / E.J. Barton et al // Progress in Nuclear Energy. 1977. - V. 1. - P. 393 - 408

3. Guillou G., Berger R., Brunet M., Boiling Detection in Fast Reactors by Noise Analysis. Studies Performed in France // loc. cit. 2. P. 409 - 426

4. Macleod I.D., Catling E., Taylor C.G., Acoustic Detection of Boiling in LMFBRs. An Estimate of Sensitivity Derived from Experiments during the Comissioning of PFR // loc.cit. 2. P. 469 - 485

5. Krebs L., Weinkoetz G., Detection of local boiling in an LMFBR subassembly by temperature fluctuations analysis at the outlet // loc.cit. 2. P. 507 - 521

6. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции // Теплоэнергетика. 2003. - № 3. С. 20 - 26

7. Экспериментальное и расчетное моделирование теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции/Г.А. Сорокин, X. Ниноката, X. Эндо, А.Д. Ефанов,

8. A.П. Сорокин // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005. - № 4. С. 92-106

9. Основные результаты эксплуатации установки БОР-бО / О.Д. Казачковский,

10. B.А. Афанасьев, В.М. Грязев и др. //Атомная энергия. 1975. - Т. 38. - Вып. 3.1. C. 131-134

11. Эксперименты по вскипанию натрия на реакторе БОР-бО / В.А. Афанасьев, К. А. Александров, Б.В. Кебадзе и др. // Атомная энергия. 1978. - Т. 45. - Вып. 5. -С. 338-342

12. The BOR-6o Sodium Boiling Experiment / V.A. Afanas'ev, K.A. Aleksandrov, B.V. Kebadze et al. // Kernenergie. 1979. -№ 10. - P. 357 - 363

13. Кнэпп P., Дейлн Дж., Хэммит Ф, Кавитация. М.: Мир. 1974

14. Theofanos T.G., Isbin H.S., FauskeH.K., Sodium bubble collapse and pressure generation. // Trans. Am. Nucl. Soc. 1969. - V. 12. - № 2. - P. 909 - 911

15. Некоторые особенности акустических сигналов при локальном кипении натрия в быстром реакторе / К.А. Александров, Б.В. Кебадзе, Ю.П. Гребенкин, В.В. Голованов: Препринт № 13 (372). г. Димитровград: НИИАР, 1979

16. The Detection of Sodium Vapor Bubble Collapse in LMFBR / W.M. Carey et al. //loc. cit. 25.-P. 437-468

17. Кебадзе Б.В., Александров K.A., Голованов B.B., О возможности акустического обнаружения кипения натрия в быстром реакторе с помощью импульсной системы //Атомная энергия. 1978. - Т. 45. - Вып. 6. - С. 461 -463

18. Разработка, исследование и опытная проверка системы контроля за кипением натрия в активной зоне реактора БН-350: Отчет о НИР (заключительный) / ОКБМ; ДСП / 655, Г3325. г. Горький, 1982

19. Wright S.A., Albrecht R.W., Edelman M.R., Cross Correlation of Neutronic and Acoustic Noise Signals from Local Boiling // KFK 2069, Karlsruhe, 1974

20. Кебадзе Б.В., Александров K.A., О надежности обнаружения кипения натрия с помощью корреляции акустических и нейтронных шумов //Атомная энергия. 1979. - Т. 47. - Вып. 3. - С. 197 - 198

21. Бендат Дж., Пирсол А., Измерение и анализ случайных процессов. М.: Мир. - 1974

22. DFR Special Experiments / D.C.G. Smith et al. // International Symp. on Design, Construction and Operating Experience of Demonstration LMFBRs. IAEA-SM-225/49, 1978

23. Адамовскин JI.A., Кебадзе Б.В., Расчетно экспериментальное исследование шумов расхода в реакторе БОР-бО//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Динамика ЯЭУ. - 1976. - Вып. 1(9). - С. 47 - 54

24. Адамовский Л.А., Кебадзе Б.В., Определение динамических связей реактора БОР-бО по данным статистических экспериментов //Вопросы атомной науки и техники. Сер. Динамика ЯЭУ. 1976. - Вып. 1(9). - С. 55 - 68

25. Edelmann M., Noise and DC Balanced Outlet Temperature Signals for Monitoring Coolant Flow in LMFBR Fuel Elements // loc.cit. 2. P. 552 - 567

26. О повышении чувствительности температурного контроля ТВС в быстром натриевом реакторе / JI.A. Адамовский, В.Н. Ефимов, Б.В. Кебадзе, С.А.Маркин // Атомная энергия. 1982. - Т. 52. - Вып. 3. - С. 164 - 168

27. Kebadze B.V., LMFBR Core Monitoring by Means of Temperature Noise // Proceedings of Specialists Meeting on Instrumentation for Supervision of Core Cooling in FBRs. Kalpakkam, India. - 12-15 December, 1989. - P. 179 - 189

28. An Analysis of Used and Under- Development Methods of Fast Reactor Core Subassemblies Monitoring in USSR/Yu.K. Buksha, I.A. Kuznetsov, B.V. Kebadze, V.G. Shchekotov // loc. cit. 27. P. 65 - 76

29. Корреляционные измерения расхода натрия с помощью магнитных датчиков/Б.В. Кебадзе, Н.В. Краснояров, JI.A. Адамовский и др.// Атомная энергия. 1978.-Т. 45.-Вып. 1.-С. 30-35

30. Кебадзе Б.В., Ефимов В.Н., Адамовский JI.A., О статистической погрешности вычисления баланса реактивности // Атомная энергия. 1977. - Т. 43. -Вып. 1.-С. 36-37

31. Кебадзе Б.В., Пыхтина Т.В., Тараско М.З., Моделирование температурного шума в ТВС быстрого реактора// Атомная энергия. 1987. - Т. 62. - Вып. 1. -С. 57-59

32. Experiments on local blockages / P. Basmer, B. Dorr, D. Kirsch et al. // Proc. of Meeting of Liquid Metal Boiling Working Group, Risley. UK, 1975, - P. 46 - 58

33. Firth D., A Monte-Carlo Approach to the Theoretical Prediction of Temperature Noise in LMFBR Subassemblies // Progress in Nucl. Energy. 1977. -V. 1.- №2-4. - P. 527-540

34. Sullivan P., Longitudinal dispersion within a two-dimensional turbulent shear flow // J. of Fluid Mech. 1971. - V. 49, part 3, - P. 551 - 559

35. Структура турбулентного потока и механизм теплообмена в каналах / М.Х. Ибрагимов, В.И. Субботин, В.П. Бобков и др. М.: Атомиздат. 1978

36. Применение термоэлектрических преобразователей с жидкометаллическими электродами для измерения температуры жидкометаллических теплоносителей / М.Н. Арнольдов, Б.В. Кебадзе, Ф.А. Козлов и др. // Атомная энергия. 1983. - Т. 55. - Вып. I. - С. 22 - 24

37. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П., Справочник по теплогидравлическим расчетам. М.: Энергоатомиздат. 1990. - С. 253,122

38. УонгХ., Основные формулы и данные по теплообмену. М.: Атомиздат.1979

39. Signal Processing Techniques for Sodium Boiling Noise Detection //Final

40. Report and Proceedinds of a Co-ordinated Research Programm Organized by IAEA (1985-1989).-Vienna, 1989

41. Типикин B.H., Кебадзе Б.В., А. с. 1340296 СССР, MKG01F1/58. Времяпролетный расходомер электропроводных жидкостей. 1985

42. Патент США № 3967500. Способ измерения расхода электропроводной жидкости Приоритет 29.05.1975

43. Raptis А.С., Forster G.A., A Signal Analysis Method Using Cross-Correlation of Turbulence Flow Signals to Determine Calibration of Permanent Magnet Sodium Flowmeters // IEEE Transactions on Nuclear Science. 1978. - V. NS-25. - № 1. - P. 278-281

44. Calibration method for electromagnetic flowmeter using cross-correlation of voltage fluctuations / A. Endou, F. Asakura, Y. Matsuno, S. Nomoto // Progress in Nucl. Energy. 1982. - V. 9. - P. 95 - 105

45. Zbinden M., Study of correlation method for liquid sodium flow rate measurements; experimental results obtained by EdF // Proc. 3rd Intern. Conf. Liquid Metal Eng. Technol. BNES. London, 1984. - P. 441 - 447

46. PrabhakarR., RajanK. K., Vyjajanthi R. K., Calibration of PM flowmeters in sodium by the noise correlation technique // Proc. 3rd Intern. Conf. Liquid Metal Eng. Technol. BNES. - London, 1984. - P. 449 - 450

47. Bentley P.G., Thatcher G., Mc. Gonigal G., Sodium Flow Measurement in PFR. // Nuclear Engineering Intern. V. 15. - № 173. - 1970. - P. 822 - 825

48. Статистические характеристики пульсаций температур в модели прямоточного парогенератора натрий вода / Б.В. Кебадзе, B.C. Сроелов, Б.В. Кульпин и др. // Атомная энергия. - 1975. - Т. 39. - Вып. 4. - С. 250 - 254

49. Шерклиф Дж., Теория электромагнитного измерения расхода. М.: Мир.1965

50. Голованов В. В., Кебадзе Б. В., Определение особенностей структуры жидкометаллического потока методом статистической обработки сигналов магнитных расходомеров // Магнитная гидродинамика. 1979. - № 4. - С. 123 -128

51. Опыт корреляционных измерений расхода натрия на установке БН-600 / JI. А. Адамовский, В. Г. Высоцкий, Б. В. Кебадзе и др. // Атомная энергия. -1983. Т. 54. - вып. 2. - С. 100 - 103

52. О влиянии температуры на показания магнитных расходомеров натриевых контуров энергоблока БН-600/А.И. Карпенко, А.А. Лыжин, В.И.Минин,

53. A.Г. Шейнкман // Атомная энергия. 1984. - Т. 57. - Вып. 3. - С. 202

54. Градуировка нелинейных магнитных расходомеров в натриевых контурах энергетического быстрого реактора / Л.А. Адамовский, В.В.Голованов, Ю.Н. Инкин, Э.П. Козубов // Атомная энергия. 1987. - Т. 62. - Вып. 2. - С. 120 -122

55. Рабинович Г.Д., Погрешности измерений. М.: Энергия, 1978

56. А. с. № 794379 СССР. Корреляционный способ измерения расхода электропроводной жидкости / К. А. Александров, В. А. Афанасьев,

57. B. В. Голованов, Б. В. Кебадзе // Открытия. Изобретения. Пром. образцы. Товар, знаки.-1981,- № 1. -С.22

58. Изучение вихревой структуры потока и корреляционные изменения расхода с помощью бесконтактных магнитных датчиков / Б.В. Кебадзе,

59. B.Н. Типикин, Ю.О. Комиссаров и др. // Магнитная гидродинамика. 1988. - № 4. -С. 105-109

60. Тананаев А. В., Гидравлика магнитогидродинамических машин. М.: 1970.-С. 271

61. Кебадзе Б.В., Статистическая погрешность измерения расхода корреляционным методом / Сб. «Вопросы атомной науки и техники». Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1982. - Вып. 3 (25). - С. 81

62. Кебадзе Б.В., Анализ статистической погрешности и оптимизация корреляционных расходомеров // Атомная энергия. 1984. - Т. 56. - Вып. 1.1. C. 15-20

63. Determination of thermocouples transfer functions and fluid flow velocities by temperature noise measurements in liquid sodium / Benkert J. et al. // Progress in Nucl. Energy. 1977.-V. l.-№2-4.-P. 55

64. Mica C., Messung der Stroemuengsgeschwindigkeit in beheizten Kuehlkanaelen aus der Korrelation fluktuirender Temperatursignale. Dissertation // TU Hannover, BRD. 1975

65. PWR primary flow measurements by correlation analysis of nitrogen 16 fluctuations / Bouchet J.M. et al. // Progress in Nucl. Energy. 1982. - V. 9. - P. 51 - 64

66. Endou A., Evaluation method of statistical error in transit time measured with cross-correlation of two detector signals // Nucl. Sci. Technology. 1983. - V. 20. -№8.-P. 32-40

67. Bazerghi H., Serdula K.J., Estimation and reduction of errors in flow measurements which use cross-correlation techniques // Progress in Nucl. Energy. -1977.-V. l.-№2-4.-P. 629-648

68. Левич Б.Р., Теоретические основы статистической радиотехники, книга первая и вторая. М.: Советское радио. 1974

69. Адамовский Л.А., Голованов В.В., Инкин Ю.Н., О двух характерных масштабах турбулентных меток потока, регистрируемых электромагнитными преобразователями корреляционного расходомера // Магнитная гидродинамика. -1985.-№3.-С. 124-129

70. Методы измерения теплогидравлических параметров свинца и его сплавов/Б.В. Кебадзе, Ю.О.Комиссаров, В.Н.Типикин и др. // Международное совещание по концепции безопасного быстрого реактора, охлаждаемого свинцом. Москва, 22 - 24 октября 1990

71. Бесконтактные методы измерения расхода свинца и его сплавов/Б.В. Кебадзе, Ю.О.Комиссаров, В.Н.Типикин и др. // Сб. «Использование жидких металлов в народном хозяйстве» (Теплофизика-91). -Обнинск, 1993.-С. 151-155

72. Определение характеристик бесконтактного корреляционного расходомера с помощью проливки объемно временным методом /Б.В. Кебадзе,

73. B.Н. Типикин, Г.П. Полетаев, С.Г. Колнинова // Метрология. 1989. - № 8.1. C. 36-45

74. Джонсон Н., Лион Ф., Статистика и планирование эксперимента в технике и науке. Т. 1. Методика обработки данных. М.: Мир. 1980

75. Кебадзе Б. В., Комиссаров Ю. О., Типикин В. Н., Спектральные характеристики сигналов магнитных датчиков корреляционного расходомера // Магнитная гидродинамика. -1989. № 3. - С. 101 - 105

76. Raes К.-Н., Systembedingte Fehler bei der Geschwindigkeitmessung aus der Korrelation von Temperatursignalen // Proceedings der Fachtagung der Kerntechnischen Gesellschaft. Berlin, 10-12 Marz, Paper FV 2.9

77. Reimche W., Stegemann D., Montes M., Velocity profile and flow measurements in liquid sodium by signal correlation of fast intrinsic thermocouples and electromagnetic flowmeters // Progress in Nuclear Energy. 1985. - V. 15. - P. 727-734

78. Кебадзе Б.В., Гришин С.В., Комиссаров Ю.О., Изучение термоэлектрических шумов на границе между жидким металлом и стенкой и корреляционные измерения расхода // Магнитная гидродинамика. 1990. - № 4. -С. 115-120

79. Термошумовые корреляционные измерения расхода жидких металлов/ М.Н. Арнольдов., Б.В.Кебадзе, С.В. Гришин и др. // Атомная энергия. 1990. -Т. 68. - Вып. 3.- С. 212 -213

80. Кебадзе Б.В., Гришин С.В., Комиссаров. Ю. О., А. с. 1455238 СССР. Корреляционный способ определения расхода жидкого металла. Заявл. 8.01.87 // Открытия. Изобретения. № 4. - 1989

81. Трофимов А.И., Приборы контроля ядерных энергетических установок. Учебное пособие по курсу «Приборы контроля ЯЭУ». Обнинск: ИАТЭ. 1991

82. Киясбейли А.Ш., Перельштейн М.Е., Вихревые счетчики расходомеры. -М.: Машиностроение. 1974

83. Киясбейли А.Ш., Перельштейн М.Е., Вихревые измерительные приборы. -М.: Машиностроение. 1978

84. Киясбейли А.Ш., Лифшиц Л.М., Первичные преобразователи систем измерения расхода и количества жидкостей. М.: Энергия. 1980

85. Кремлевский П.П., Расходомеры и счетчики количества. Л.: Машиностроение. 1989

86. ГуптаА., ЛиллиД., СайредН, Закрученные потоки.-M.: Мир. 1987

87. Калис Х.Э., Колесников Ю.Б., Поляков Н.Н., Исследование вращающегося течения в продольном магнитном поле // Магнитная гидродинамика. 1983. - № 1. -С.71 -76

88. Кебадзе Б.В., Комиссаров Ю.О., Адамовский Л.А., Исследование периодических колебаний в закрученном потоке жидкого металла под воздействием магнитного поля // Магнитная гидродинамика. 1991. - № 2. - С. 90 - 95

89. Адамовский JI.A., Голованов В.В., Кебадзе Б.В., Натриевый метрологический стенд для градуировки расходомеров // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1982. - Вып. 1 (23). -С. 70 - 76

90. Чиркин B.C., Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник.-М. 1968

91. А. с. 1597563 СССР. Вихревой способ измерения расхода электропроводной среды / Б.В. Кебадзе, Ю.О. Комиссаров, В.Н. Типикин и др. // Открытия. Изобретения. 1990. - № 37

92. Техническое задание CEFR113D1 на разработку устройства расходомерного для ТВС реактора CEFR. Инв.№ 0109304 /ОКБМ, Н.Новгород, 1995

93. Pat. 3775673 USA, Int. CI. GOlr 33/00. Electromagnetic Karman Vortex Sensing Flowmeter / M. Watanable. 1972

94. Pat. 3878715 USA, Int. CI. GO If 1/00. Vortex Type Flowmeter / T. Kobayashi et al. -1973

95. A. c. 798486 СССР, MKG01fl/32. Электромагнитный вихревой расходомер / И.Д. Вельт, Ю.А. Комаров и др. // Открытия. Изобретения. 1981. -№3

96. Pat. 4322982 USA, Int. CI. GOlf 1/32. Flowmeter / St. Muller et al. 1982

97. Влияние поперечного магнитного поля на возмущения скорости за круглым цилиндром, обтекаемым электролитом / Г.Г. Брановер, Ю.М. Гельфгат, С.В. Туруптаев, А.Б. Цинобер // Магнитная гидродинамика. 1969. - № 3. -С. 63-68

98. Кит Л.Г., Туруптаев С.В., Цинобер А.Б., Исследование воздействия магнитного поля на возмущения в следе за цилиндрами с помощью кондукционного анемометра// Магнитная гидродинамика. 1970. - №3. -С. 35-40

99. А. с. 868537 СССР, МК GO In 27/22. Детектор газовых включений в потоке электропроводящей жидкости / А.И. Могильнер и др. // Открытия. Изобретения. -1981.-№36

100. Кебадзе Б.В., Комиссаров Ю.О.,А. с. 1779132 СССР, G01F 1/32. Электромагнитный вихревой расходомер. 1990

101. Кебадзе Б.В., Комиссаров Ю.О., А. с. 1570449 СССР, G 01 F 1/32. Электромагнитный датчик вихревого расходомера. 1988

102. Кебадзе Б.В., Комиссаров Ю.О., А. с. 1668869 СССР, G 01 F 1/32. Электромагнитный датчик вихревого расходомера. 1988

103. Кутателадзе С.С., Боришанский В.М., Справочник по теплопередаче. -М. JL: Госэнергоиздат. 1959

104. Брановер Г.Г., ЦиноберА.Б., Магнитная гидродинамика несжимаемых сред. -М.: Наука. 1970

105. Mottram R.C., Rawat M.S., Installation Effects on Vortex Flowmeters // Meas. Control. -1988. V. 21. - № 8. - P. 241 - 246

106. Разработка системы измерения расхода в раздаточном групповом коллекторе для использования ее в аварийной защите реактора РБМК-1000: Техническое задание. № Э.091.6769 ТЗ / Концерн «Росэнергоатом», 1996

107. Кебадзе Б.В., Типикин В.Н., Волков С.Д., Ультразвуковой вихревой расходомер // Сб. «Методы и средства измерения теплофизических параметров». -г. Обнинск: ФЭИ, 1996. С. 106 - 109

108. LeQ.A.N, IshiiM., In-Vessel Fluid Flow Measurements Usingth

109. Thermocouples Cross-Correlations // 6 International Conference on Nuclear Engineering. San Diego CA, 1998

110. Боланд Дж., Приборы контроля реакторов. М.: Атомиздат. 1973

111. Измерение расхода методом корреляции случайных сигналов термопар в контурах с естественной циркуляцией теплоносителя / В.М. Селиванов и др. // Атомная энергия. 1977. - Т. 42. - Вып. 1. - С. 49 - 53

112. Использование температурного шума теплоносителя для измерения расхода в технологических каналах РБМК / В.М. Селиванов и др. // Атомная энергия. 1983. - Т. 54. - Вып. 3. - С. 166 - 169

113. Агапов С.А., Радиационные методы измерения параметров ВВЭР. М.: Энергоиздат. 1991

114. Aspects of Reactor Power Control: Technical report L041.C97. RY5. -Comanche Peak, USA. 1996.

115. DECOR. Direct measurement of the reactor coolant flow based on cross-correlation of Nitrogen 16 time fluctuation. Рекламный проспект Electricite de France. 1999.

116. Experience with the operation of an on-line primary coolant flowmeter system based on N-16 noise analysis at Paks PWR / S. Horanyi, D. Pallagi, T. Hargitai, S. Tozser //Progress in Nuclear Energy. 1985.-V. 15.-P. 709-717

117. Чертов А.Г., Международная система единиц измерения. Высшая школа. М.1967

118. Крамер Э., Ядерные реакторы с кипящей водой. М.: Изд-во иностр. лит., 1960

119. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В., Инженерные расчеты ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1965

120. Lipinski W.C., EBWR stability investigation / Transactions of ANS, V. 6, №2, 1963.-P. 131-135

121. Lipinski W.C., EBWR-Pu transfer function measurements / Transactions of ANS, V. 10, № 1,1967./P. 271 -278

122. Pluta P., Preliminary results of VBWR noise analysis // Noise Analysis in Nuclear Systems.- TID 7679, 1964

123. Case I.M., The interpretation of boiling water reactor stability data / «Reactor Kinetics and Control». Oak Ridge, 1964. - P. 91 - 135

124. Stability Measurements on BORAX-V Boiling Core B-2 / R.A. Cushman, D. Mohr, R.N. Curran, D.H. Brown / «Reactor Kinetics and Control». Oak Ridge, 1964.-P. 150-168

125. Performance characteristics of EBWR from 0-100 MW / E. Wimunc et al. // Conference on Operating experience with power Reactors. Vienna: IAEA, 1963, CN-15/3

126. Cheng H.S., Mallen A.N., WulffW., Causes of Instability at La Salle and Consequences from Postulated Scram Failure // loc. cit. 9.

127. State of the Art Report on Boiling Water Reactor Stability // Committee on the Safety of Nuclear Installations, OECD.NEA.- 1997

128. Seepolt R., Lorenz 0., Surveillance of Nuclear Thermohydraulic Stability in BWR Operation // Nuclear Engineering and Design. - 159. - 1995. - P. 183 - 188

129. Опытный реактор корпусного типа для изучения вопросов кипения и перегрева пара /И.Н. Соколов, Е.В.Куликов, В.И. Грицков и др. //Третья международная конференция по мирному использованию атомной энергии. -Женева, 1964

130. Экспериментальное исследование устойчивости корпусного кипящего реактора ВК-50 / В.А. Афанасьев, Б.В. Кебадзе, Г.А. Санковский и др. // Атомная энергия. 1968. - Т. 24. - Вып. 4. - С. 363-367

131. Кебадзе Б.В., Плютинский В.И., Некоторые особенности автоколебательных режимов кипящего реактора // Атомная энергия. -1971. Т. 31. - Вып. 2. - С. 89 - 92

132. Кебадзе Б.В., Динамические характеристики кипящего реактора вблизи границы устойчивости//Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Димитровград, 1973

133. Робишо Л., Буавер М., Робер Ж., Направленные графы и их приложение к электрическим цепям и машинам. М.: «Энергия». 1964

134. Кебадзе Б.В., Плютинский В.И,, Адамовский JI.A., Статистические характеристики кипящего реактора вблизи границы устойчивости // Атомная энергия. 1972. - Т. 32. - Вып. 5. - С. 407 - 408

135. Kebadze B.V., Adamovsky L.A., Non-linearity consideration when analyzing reactor noise statistical characteristics// Annals of Nuclear Energy. 1975. - V.2. -№2-5.-P. 337-340

136. Казаков И.Е., Обобщение метода статистической линеаризации на многомерные системы//Автоматика и телемеханика. 1965. - Т. XXVI. - № 7. -С. 29-40

137. Исследование основных параметров реактора ВК-50 при форсировании мощности малой активной зоны: Отчет о НИР/ИАЭ; Инв. № 0-9/1394. -Москва, 1970. - И.Н. Соколов, В.И. Барыбкин, И.А. Филатьев

138. Исследование характеристик кипящего реактора при пониженных давлениях / Р.Е. Федякин, В.Е. Шмелев, Б.В. Кебадзе, и др. // Теплоэнергетика. -1979.-№5.-С. 44-46

139. Адамовский JI.A., Голушко В.В., Кебадзе Б.В. Оперативный контроль устойчивости кипящего реактора с применением полярной корреляции реакторного шума // Атомная энергия. 1978. - Т. 45. - Вып. 4. - С. 295 - 296