Расчетно-экспериментальное обоснование акустических моделей теплоносителя в оборудовании АЭС с ВВЭР и PWR тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Голампур Моджтаба

• Голампур Моджтаба
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Голампур Моджтаба

Список условных обозначений.

Введение.

ГЛАВА 1. ИССЛЕДОВАНИЯ КОЛЕБАНИЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ПЕРВЫХ КОНТУРАХ АЭС С ВВЭР И Рт.

1.1. Опыт виброшумовых измерений на ВВЭР-1000 и Р\У11.

1.2. Проблемы моделирования гидродинамики теплоносителя в пассивных системах защиты АЭС.

1.3. Обзор экспериментальных исследований на стендах с двухфазным теплоносителем.

1.3.1 Экспериментальные исследования на модели реакторной установки АР-600.

1.3.2. Экспериментальные исследования на стенде РАСТЕЬ.

1.3.2.1. Эксперименты с баком повторного залива и одной линиейвыравнивания давления.

1.3.2.2. Результаты экспериментов на стенде РАСТЕЬ.

1.3.3. Экспериментальные исследования на модели реакторной установки ПСБ и ИСБ ВВЭР.

1.4. Основные направления исследований для совершенствования моделей.

1.5. Цель данной диссертации.

1.6. Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ КОЛЕБАНИЯ

ДВАЛЕНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В СТРУКТУРНЫХ ЭЛЕМЕНТАХ

АЭС С ВВЭР.

2.1. Колебания оборудования и теплоносителя в системах первого контура АЭС с ВВЭР и РШ*.

2.2. Моделирование колебаний параметров теплоносителя в системах первого контура АЭС с ВВЭР и PWR.

2.3. Гидравлические и акустические элементы систем тепло отвода активных зон ядерных реакторов.

2.4. Скорость распространения малых колебаний в прямоточных парогенерирующих элементах.

2.5. Разработка метода расчета СЧКДТ в оборудовании АЭС.

2.5.1. Реактор.

2.5.2. Компенсатор давления.

2.5.3. Парогенератор и трубопроводы.

2.6. Акустическая модель стенда PACTEL.

2.7. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. РАСЧЕТ СЧКДТ В ОСНОВНОМ ОБОРУДОВАНИИ ПЕРВОГО

КОНТУРА АЭС С ВВЭР-1000.

3.1. Подготовка исходных данных для расчета СЧКДТ.

3.1.1. Основные особенности кода RELAP5.

3.1.2. Гидродинамическая модель.

3.1.3. Преобразовательный интерфейс XMGR5.

3.2. Комбинированные акустические контуры АЭС с ВВЭР.

3.3. Расчет теплогидравлических параметров в контрольных сечениях первого контура при работе реактора в номинальном режиме на полной мощности.

3.4. Исходные данные и алгоритм расчета СЧКДТ для номинального режима АЭС с ВВЭР-1000.

3.5. Расчет СЧКДТ в режиме горячий обкатки при работе четырёх ГЦН и при включенных нагревателях в КД.

3.6. Расчет СЧКДТ в режиме АБТ.

3.6.1. Расчет исходных данных в контрольных сечениях контура на первом этапе режима АБТ.

3.6.2. Расчет исходных данных в контрольных сечениях контура на втором этапе режима АБТ.

3.6.3. Расчет исходных данных в контрольных сечениях контура на третьем этапе режима АБТ.

3.7. Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. СОПОСТОВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА СЧКДТ С РЕЗУЛЬТАТАМИ ИЗМЕРЕНИЙ НА АЭС.

4.1. Характерные аномалии в работе основного оборудования АЭС

4.1.1 Аномалии в работе ПГ.

4.1.2. Аномалии в работе A3.

4.1.3 Влияние аномалий в работе A3 на характеристики шумов.

4.2. Вибродинамический контроль оборудования ГЦТ реакторной установки В-320 Блока №1 Волгодонской АЭС.

4.2.1. Средства измерений.

4.2.2. Анализ экспериментальной информации, при проведении измерений динамических напряжений, пульсаций давления теплоносителя и вибраций на этапах ХГО.

4.2.3 Анализ взаимосвязи вибродинамических процессов.

4.2.4. Анализ результатов измерений пульсаций давления.

4.3. Оценочное сравнение результаты расчетов третей главы с результатами других работ и с результатами измерения на АЭС.

4.4 Выводы к главе 4.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-экспериментальное обоснование акустических моделей теплоносителя в оборудовании АЭС с ВВЭР и PWR»

Современные требования к новому поколению АЭС - продление сроков эксплуатации, увеличение коэффициента использовании установленной мощности, проведение ремонтов в соответствии с фактическим состоянием оборудования, повышение надежности оборудования, эффективности эксплуатации и безопасности АЭС [1]. Для выполнения этих задач необходимо проанализировать накопленный опыт эксплуатации, с использованием современных информационных технологий. На основе этого анализа можно обосновать требования к расширению функций, выполняемых современными системами диагностирования [2].

Расширение функций необходимо для более полного обеспечения информационной поддержки оператору в принятии решений по управлению ходом ТП в нормальных условиях, при появлении аномалий и в аварийных ситуациях. При использовании систем диагностики возникают проблемы интерпретации результатов мониторинга, идентификации аномалий. Современные методы решения этих проблем, применительно к АЭС, основаны на сопоставлении текущих характеристик шумовых сигналов с их эталонными характеристиками, т.е. шумовыми «портретами», соответствующими нормальным условиям эксплуатации и исправному состоянию оборудования.

В тех случаях, когда в базе данных имеются акустические «портреты» конкретных аварийных состояний или возникновения аномалий в оборудовании и / или в технологическом процессе, возможна интерпретация текущих измерений на основе предшествующего опыта. Однако, число акустических портретов аномальных состояний обычно незначительно и, как правило, для различных энергетических блоков они не совпадают. По очевидным причинам исключена и возможность расширения базы данных по виброакустическим состояниям в аварийных ситуациях путем их инициирования на реальной АЭС.

Ввиду недостаточной достоверности идентификации аномалий, а часто и неоднозначности интерпретации первичных причин их возникновения, выдаваемая системами диагностики информация выполняет только функцию предупреждения оператора об отклонениях от нормального режима эксплуатации.

Выработка управляющих воздействий для нормализации ТП при появлении аномалий или смягчению их негативных последствий основана на разработке математических моделей динамических процессов и алгоритмов систем диагностики. В данной работе эти задачи решаются применительно к колебательным процессам в теплоносителе АЭС с ВВЭР и Р\УП и виброакустическим системам диагностики. В настоящее время одними из наиболее перспективных систем диагностирования состояния оборудования и технологических процессов на АЭС являются системы вибродиагностики. Информация от таких систем диагностики основана на результатах измерении и анализе спектров колебаний оборудования и пульсаций давления теплоносителя в оборудовании и трубопроводах. При использовании таких систем возникают проблемы интерпретации результатов мониторинга, идентификации аномалий.

Современные методы решения этих проблем применительно к АЭС основаны на сопоставлении текущих характеристик шумовых сигналов с их характеристиками, с эталонными, т.е. шумовыми портретами, соответствующими нормальным условиям эксплуатации и исправному состоянию оборудования.

В технологическом процессе, возможна интерпретация текущих измерений на основе предшествующего опыта. По очевидным причинам исключена и возможность расширения базы данных по виброакустическим состояниям в аварийных ситуациях путем их инициирования на реальной АЭС, Известно, что одно из важнейших требований к обеспечению надежности и безопасности АЭС является недопущение разрушений основного оборудования. Известно также, что одной из наиболее вероятных и практически неисследованных причин разрушения являются высокоцикловые вибронагружения, возрастающие при резонансном взаимодействии теплоносителя и оборудования. Для отстройки от резонансов необходимо располагать акустическими паспортами, как оборудования, так и циркулирующего теплоносителя, однако в настоящее время такие паспорта отсутствуют. Совершенствование методов и средств диагностирования, прогнозирования и экспертной оценки состояния оборудования и теплоносителя реакторных установок являются одними из наиболее актуальных проблем в атомной энергетике. Ввиду этого разработка акустических моделей теплоносителя в оборудовании АЭС с ВВЭР и Р\УП и на их основе методического обеспечения построения акустического паспорта теплоносителя, как в отдельных компонентах оборудования, так и системе первого контура в целом, является актуальной задачей. Данная работа посвящена решению этой задачи. С целью решения этой задачи проведена разработка акустических моделей однофазного и двухфазного водяного теплоносителя, составляющих научную основу виброакустической паспортизации основного оборудования АЭС. Разработаны методы и алгоритмы оценки величины СЧКДТ в эксплуатационных и аварийных режимах, необходимые для составления его вибро- акустического паспорта.

Научная новизна проведенных исследований и разработок заключается в том что в атомной энергетике задача виброакустической паспортизации оборудования и теплоносителя в различных режимах эксплуатации РУ поставлена впервые [3]. Также впервые проведены оценки условий возникновения резонансного взаимодействия оборудования и теплоносителя и их предотвращения.

Предложены и обоснованы комбинированные акустические модели оборудования первого контура АЭС, расчетным путем получены, величины СЧКДТ в контурах, состоящих из отдельных элементов оборудования АЭС и в комбинированных контурах, образованных совокупностью этих элементов. Обнаружено влияние режимов эксплуатации и мощности реактора на количественные характеристики пульсаций собственных колебаний давления теплоносителя.

Практическая значимость полученных результатов заключается в обосновании и усовершенствовании математических моделей для исследования колебательных процессов в теплоносителе, необходимых для виброакустической паспортизации оборудования. В результатах анализа колебаний параметров теплоносителя и выявлении процессов, не предусмотренных проектной документацией и не моделируемых усовершенствованными теплогидравлическими компьютерными кодами, но влияющими на работоспособность и надежность оборудования ГЦК. Практическая реализация полученных результатов заключается в обосновании рекомендаций по проведению исследований динамических процессов на стадии ППР на Волгодонской АЭС, обосновании методов идентификации колебательных процессов в различных режимах работы АЭС и их использовании при анализе результатов виброакустических измерений на ВоАЭС в период холодной и горячей предпусковой обкатки.

Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации заключается:

- в разработке новых комбинированных акустических моделей для оборудования первого контура АЭС с ВВЭР.

- в подготовке исходных данных для расчетов СЧКДТ для номинального, пускового режимов и режима АБТ РУ с ВВЭР-1000.

- в разработке алгоритмов для расчета СЧКДТ в оборудовании и верифицированные результаты расчета.

- в получении верифицированных результатов расчета СЧКДТ в первом контуре АЭС с ВВЭР-1000.

- в разработке предложений по использованию моделей и алгоритмов расчета для отстройки от резонансов между оборудованием и теплоносителем.

На защиту выносятся:

• Комбинированные акустические модели оборудования первого контура АЭС с ВВЭР.

• Алгоритмы для расчета СЧКДТ в оборудовании и верифицированные результаты расчета

• Методы идентификации колебательных процессов в различных режимах работы АЭС с ВВЭР.

• Результаты численного моделирования теплогидравлических и колебательных процессов в первом контуре АЭС с ВВЭР-1000.

Достоверность полученных результатов обеспечена корректно проведенными расчетами с использованием теории колебаний, гидродинамики и акустоупругости, применением экспериментальных методов подтверждения результатов теоретических исследований. Обоснование достоверности результатов разработки подтверждено путем верификации результатов расчета по результатам измерения спектральных характеристик сигналов пульсации давления на АЭС с ВВЭР-1000.

Данная диссертация состоит из четырех глав. Во первой главе приведён короткий обзор развития методов моделирования колебательных процессов для определения СЧКДТ в оборудовании реактора типа ВВЭР;

В второй главе предложена разработка математического и алгоритмического обеспечения расчета СЧКДТ в оборудований первого контура АЭС с ВВЭР-1000;

В третьей главе приведён расчет колебательных процессов в первом контуре ВВЭР-1000 в номинальном или эксплуатационном режиме, в пусконаладочном режиме и в аварийном режиме. В этой же главе сделано следующее:

- Выбор варианта и обоснования схемы замещения элементов первого контура.

- определение с помощью ИЕЬАР исходных данных для номинального режима.

- разработка комбинированных контуров для расчета разных наборов частот существующих в спектре пульсаций давления теплоносителя АЭС.

- Расчетный анализ теплогидравлических параметров теплоносителя в разных контрольных сечениях первого контура АЭС с ВВЭР-1000 для трех режимов работы АЭС (Номинальный, пусконаладочный, и аварийны режим).

- Расчет СЧКДТ для отдельных и комбинированных оборудований контуров АЭС с ВВЭР-1000 в трех вышеупомянутых режимах.

В четвертой главе предложено сопоставление расчетных результатов с результатами полученными другими авторами и результатами измерения на АЭС. Были проанализированы результаты измерения пульсаций давления теплоносителя на ВоАЭС с ВВЭР-1000.

В заключении сделаны общие выводы по результатам проведенных расчетов и анализов колебаний давления теплоносителя в оборудовании АЭС.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Голампур Моджтаба

ВЫВОДЫ:

1. Разработаны усовершенствованные математические модели для расчета СЧКДТ в основном оборудовании первого контура и в контуре системы пассивной защиты реактора.

2. Проведена верификация результатов расчета СЧКДТ по данным измерений на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в различных эксплуатационных режимах.

3. Расчеты СЧКДТ в комбинированных моделях позволили существенно увеличить количество идентифицированных пиков в АСПМ колебаний давления теплоносителя.

4. Показано, что диапазон СЧКДТ совпадает с диапазоном частот собственных колебаний основного оборудования и ВКУ АЭС.

5. Обоснована возможность управления СЧКДТ путем изменения параметров в акустической системе первого контура АЭС для предотвращения резонансных взаимодействий потока среды с оборудованием.

6. Полученные результаты позволяют идентифицировать результаты измерения акустических шумов на АЭС; диагностировать аномалии в режиме эксплуатации, и осуществлять раннее их обнаружение; на стадии проектирования АЭС обеспечивать предотвращение возникновения резонансов колебаний теплоносителя и оборудования; на стадии эксплуатации вырабатывать управляющие воздействия для предотвращения резонансного взаимодействия оборудования с теплоносителем.

7. Разработаны методы и алгоритмы расчета СЧКДТ, которые необходимы для вибро- акустической паспортизации оборудования АЭС.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Голампур Моджтаба, 2004 год

1. K.H. Проскуряков, Использование виброакустических шумов для диагностики технологических процессов в АЭС, Москва, Издательство МЭИ, 1999.-68 с.

2. K.H.Проскуряков, С.П.Стоянов, Г. Нидцбалла и др. "Теоретическое определение частот собственных колебании теплоносителя в первом контуре АЭС"; МЭИ; Вып.407(1979> С. 87-93.

3. Thie J.A. (1981) Power Reactor Noise American Nuclear Society, La Grange Park, Ulionis, USA.

4. Bulavin V.V., Gutsev D.F., Pavelko V.I. Some Results of the Vibrations Analysis on the WWER-440. A Symposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics (SMORN-7): Proceedings, 19-23 June, 1995, Avignon (France).

5. A.A. Samarin, K.A. Adamenkov, Y.J. Krasuk etc. "Vibro-Acoustical Principe of 1st Circuit WER Equipment Monitoring."; Term. Engng. 2 (1974); p.21.

6. К.Н. Проскуряков , СП. Стоянов, Г. Нидцбалла, и др. Теорритические определения частот собственных колебаний теплоносителя в первом контуре АЭС. МЭИ; Вып. 407,1979.- С.87-93.

7. И.В. Федоров Ф.Ф., Надь И. и др.Рабочий материал: Концепция Системы Диагностической Интеллектуализированной Поддержки Оператора АЭС (ДИПОС). ИЛУ АН СССР, Москва 1987.

8. Павелко В. И. «Нейтронно-температурные шумовые модели A3 ВВЭР», Атомнаяэнергия, 1992, т.72, вып. 6, С. 72-79.

9. Kosaly G. Noise Investigations in Boiling Water and Pressurized Water Reactors, Report KFKI-1979- 57 p.

10. Fry D.N. (1986) Surveillance and Diagnostics in Nuclear Power Plants by Noise Analysis. International Seminar on Artificial Intelligence and Industrial Approaches. 3th-4th June, Rome.

11. Olma B.J. (1985) Source location and mass estimation in loose parts monitoring of LWR's. Progress in Nuclear Energy, Vol. 15; pp.583-594.

12. Puyal C., Fernandes A. and Charpentier X. (1985) Parameters used for the detection and location of loose parts on the French P¥R's in operation. Progress in Nuclear Energy, Vol. 15- pp.595-599.

13. Mayo, C.W. (1985) Loose parts signal theory. Progress in Nuclear Energy, Vol 15- pp.535-543.

14. Fujita K., Tanaka M. and Ishikawa S. (1985) Simulation experiments of loose parts and abnormal vibration of core internals. Progress in Nuclear Energy, Vol.15-pp. 545-552.

15. Izumi S., Michiguchi Y. and Senoh M. (1985) Methods of metallic loose parts location and impact energy estimation from information on reference impact sounds Progress in Nuclear Energy Vol.15- pp.553-560.

16. Thompson J.P. and Quinn J.¥. (1985) A signal processing method for improved loose parts detection and diagnosis. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp.561568.

17. 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.

18. Gutsev D.F.,Pavelko V.I., Neutron-Temperature Noise Methods and Their Experimental Check on the Reactor VVER-1000// Труды конференции по внутризонным исследованиям(ШС(ЖЕ 96), Япония, г. Мято, Октябрь 1996.

19. Kinelev, S. Perov, V. Sulimov. Theoretical Modeling of Fuel Assembly Vibrations forVVER-type Reactors// Труды конференции по внутризонным исследованиям (INCORE96), Япония, г. Мито, Октябрь 1996.

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

21. Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Новые методы шумовой диагностики ВВЭР. Атомная энергия, 1997, т.82, вып.4- С. 264-271.

22. Аникин Г.Г., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Физическая интерпретация нейтронно-шумовых образов ВВЭР. Атомная энергия, 1997, т.82, вып.4, с. 264-271.

23. Проскуряков К. Н., Мухин B.C., Горбунов В.П., и др. Виброакустическая диагностика эксплуатационных режимов оборудования Атомных электрических станции. Сборник статей под ред. Воронина Л. М. М.: Энергоатомиздат, 1988, № 10, с.236-241.

24. Программно- технический комплекс системы виброшумовой диагностики РУ ВВЭР. Настоящий сборник.

25. G. Рог, P. Kantor, I. Sokolov, Experiments with a Reactor Noise Diagnostics System for WWER-1000 Type Russian Reactors // Symposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics (SMORN-7): Proceedings, pp.69-77, 1923 June, 1995, Avignon (France).

26. G.V. Arkadov, A.I. Oussanov, O.V. Ovtcharov, V.I. Pavelko, Vibrations of the VVER-1000 Equipment Paper No.53SMORN VII CD proceeding, Gutenberg, Sweden, 1995.

27. Аркадов Г.В., Павелко В.И. Матвеев В.П., Овчаров О.В., Б.М. Финкель и др. Основные спектральные характеристики вибросостояния РУ ВВЭР-1000. //Вопросы атомной науки и техники,- выи.З.-2002г.- С. 4651.

28. Аркадов Г.В., Усанов А.И. Финкель Б.М. Создание и внедрение систем диагностики на АЭС с ВВЭР. //Вторая международная научно-техническая конференция концерна«Росэнергоатом" «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». 2001 -С. 22-23.

29. Перов С.Л. Трехмерная модель акустических колебаний теплоносителя реактора ВВЭР-1000 // Тезисы докладов 15 Международной конференции «Неразрушающий контроль и диагностика», 1999, Москва.

30. G. Рог, L.A. Sokolov KAZMER a Complex Noise Diagnostic System for 1000 MWe PWR r WWER Type Nuclear Power Units. Proc. IAEA TCM on Utilization of Condition Monitoring. Vienna, Oct. 7-9, (1991)

31. Anikin G.G., Gutsev D.F., Pavelko V.I. (1997), Application of reactor noise in the WWER-1000 reactors. Atomic Energy (Russia), v.82, No. 4, p.271.

32. L. Turi; P. Siklbssy; S. Ratkai, Practical Experience with Primary Circuit Vibration Noise Analysis at PAKS Nuclear Power Plant; Proc. SMORN VI, Munich, 1987.

33. P. Liewers; W. Schmidt; P. Schumann; F.-P. Weifi, Detection of Core Barrel Motion at WWER-440 Type Reactors Progress in Nuclear Energy, Vol. 21,1988.

34. E. Laggiard, V. Н. Lescano; J. Fiedler; J. Runkel; H. Starke; D.Stegemann; B. Lukas; D. Sommer Vibration Measurement in PWR Obrigheim by Use of Incore Accelerometers; IMORN 25th, Raleigh USA, 1994.

35. A. Husemann; E. Laggiard;, H. P. Mies; R. Oed; J. Runkel; D. Stegemann BWR Vibration Measurement by Incore Neutron Noise Analysis SMORN VI, Gatlinburg, 1991.

36. J. C. Robinson; F. Shahrokhi and R. C. Kryter, Calculation of the Scale Factor for Inference of PWR Core Barrel Motion from Neutron Noise Spectral Density; Nuclear Technology, Vol 40,1978.

37. J.S. Petzold, S.M. Bajorek, K. Ohkawa, L.E. Hochreiter, Analysis of SPES2-AP600 experiments using the WCOBRA/TRAC code. Post-Smirt-intemational seminar 18 August 25-27th, 1997 Piza-Italy PROCEEDINGS, pp. B.l 1 -1.10.

38. J. Vihavainen, E.C. Zabetta, J. Tuunanen, Analysis of PACTEL experiment GDE-05 with CATHARE2 and RELAP5 codes. Post-Smirt-international seminar 18 August 25-27*, 1997 Piza-Italy PROCEEDINGS, pp. E 1.18-1.25.

39. J. Tuunanen, J. Vihavainen. PACTEL experiment programme for the investigation of passive safety injection systems of advanced light water reactors. Post-Smirt-international seminar 18 August 25-27a, 1997 Piza-Italy PROCEEDINGS, pp. F.ll-18.

40. J.M. Bermejo, G. V. Goethem. EC-sponsored reseach activities on innovative passive safety systems. Post-Smirt-international seminar 18 August 25-274, 1997 Piza-Italy PROCEEDINGS, pp. OS. 1-11.

41. G. Yadigaroglu. Analytical Tools: Current status and new developments.// //

42. Eurocourse-99 "Advanced Nuclear Design and Safety", Garching, 17-21 May, 1999. Lecture 22.

43. Моисеев H. H. К теории колебаний упругих тел, имеющих жидкие полости —ПММ, 1959, т. 23, № 5.

44. Морз Ф., Фешбах Г. Методы теоретической физики, т. I, П. ИЛ, 1958.

45. Мухин О. JI. Динамический критерий устойчивости трубопровода с протекающей жидкостью.— Изв. АН СССР, Механика, 1965, № 3.

46. Мупггари X. М., Галимов Я. 3. Нелинейная теория упругих оболочек. Татгиз, 1957.

47. Натанзон М. С. Параметрические колебания трубопровода, возбуждаемые пуль- сирующим расходом жидкости.— Изв. АН СССР, Мех. и маш., 1962, №4.

48. Натушкин В. Ф., Рахимов И. С. Колебания цилиндрической оболочки, частично заполненной жидкостью.— Изв. вузов, Авиационная техника, 1964, № з.

49. Илыамов М.А., Колебания упругих оболочек содержащих жидкость и газ, издательство «Наука», Москва 1969, 180 с.

50. Аркадов Г. В., Павелко В. И., Титов С. И., Нейтронно- шумовая вибродиагностика шахты активной зоны ВВЭР-440, Атомная энергия, т.91, Вып. 4, октябрь 2001. с 247-251.

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

52. Кинелев В.Г., Перов С.Л. Вибрационные модели для диагностики оборудования первого контура реакторов ВВЭР// Тезисы докладов . Международной конференции «Неразрушающий контроль и диагностика»,1999, Москва.

53. Lubin В .Т. Longo R, Stevens J.A. and Hamil T:(1987) Analysis of internals vibration monitoring and loose part momitoring system data related to the StLucie I thermal shield failure.Presented onSMORN-V, 12th- 16th October, Munich.

54. Финкель Б.М, Овчаров O.B. Методика контроля ВКУ РУ ВВЭР-1000 по шумам нейтронного потока // Отчет ВНИИАЭС №033236/2001 г.

55. S. Perov, E. Altstadt, M. Werner Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structure interaction//Annals of Nuclear Energy. 27 (2000), 1441-1457

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

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

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

59. K.N. Proskouriakov "Self-Oscillation in a Single Steam-Generating Duct."; Term.Engng. USSR 12 (1965)- p.96.

60. K.H. Проскуряков "Влияние сжимаемости двухфазного потока на работу паропенерирующелэ канала в режимах с периодическими колебаниями параметров', Теплоэнергетика Вып. 2(1967)- с.51.

61. К.Н. Проскуряков 'Метод расчета резонансных частот теплоносителя в номинальных и аварийных режимах на АЭС с ВВЭР; Kemenergie 26 (1983) N3;p. 102-104

62. М.Е. Дейч, Г.А. Филиппов Газодинамика двухфазных сред, 411 стр. изд. Энергия, Москва 1968.- 6 р.

63. Сычев В. В., Скорость звука в воде и водяном паре на линии насыщения , ИФЖ, 1961 т. 4 .

64. K.N. Proskouriakov, Early Boiling Detection Method of Pre- or Post- Accident Situation on VVER and RBMK, // Symposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics (SMORN-7): Proceedings, pp.426A, 19-23 June, 1995, Avignon (France).

65. Проскуряков K.H. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ЯЭУ.-М.:МЭИ,1984,- 67 с.

66. K.N. Proskouriakov, М. Gholampoor, Pressure fluctuations influence on thermal- hydraulics parameters and reactivity of WWER-1000, 2nd International Conference on Nuclear Science and Technology in Iran, April 27-30,2004, 6p.

67. Wood A. A Textbook of Sound, Bell and Sons, Ltd., London. 1941.

68. Wood A. Acoustics. Dover, New York, 1940.

69. A.Mullens, JJLThie "Understanding Pressure Dynamic Phenomena in PWRs for Surveillance and Diagnostic Applications, Proceeding of 5th Power Plant Dynamics, Controls and Testing Symposium University of Tennesse, Knoxville March 1983".

70. G.Grunwald, KJunghans, PXiewers "Investigation of Pressure Oscillation in PWR Primary Circuit"; Progress in Nuclear Energy 15 (1985); p. 651-659.

71. Nagy,T.Katona "Theoretical Investigation of the Low-Frequence Pressure Fluctuation in PWRrs"; Progress in Nuclear Energy 15 (1985); p.671.

72. G.Por, Б. Izsak, Valko "Some Results of Noiee Measurements in PWR NPP"; Progress in Nuclear Energy 15 (1985)*, p.387.

73. К.Н.Проскуряков 'Электроакустические аналоги основа моделирования теппогидравлических процессов в циркуляционных системах с фазовыми превращениями в рабочей среде"; МЭИ; Вып.2931976); стр.98-105.

74. K.N. PROSKOURIAKOV. Mathematical Models of Sources of Thermo hydraulic Disturbances in the Circuits of Nuclear Power Stations, Thermal Engineering, volume 46 Number 6, p. 439, (1999).

75. Проскуряков K.H. Системный подход к анализу колебаний параметров двухфазных потоков в теплоэнергетическом оборудовании. Труды Российского национального симпозиума по энергетике. Казань. Россия. 1014 сентября 2001г. 4 с.

76. K.N. Proskuriakov Causes and Effects of Coolant Parameters Oscillations on NPP with Light Water Reactor, The 6th International Conference on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) Nara, Japan, October 4-8, 2004., 16 p.

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

78. МС.Фомичев "Экспериментальная гидродинамика ЯЭУ"; Москва; Энергоатомиэдат 1989; 248р.

79. К. Н. Проскуряков Гидравлические и акустические характеристики элементов гидравлических систем, учебное пособие по курсу Надежность и безопасность АЭС, издательство МЭИ, Москва 1980.

80. К.Н. Проскуряков, Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ядерных эенергетическх установках, Учеб. Пос. Москва 1984- 65 с.

81. В. Д. Байбаков, Ю. Б. Воробьев, В. Д. Кузнецов, «Коды для расчета ядерных реакторов» учебное пособие, издательство МЭИ, Москва 2003, 161 с.

82. RELAP5/ M0D3. Code Manual, NURG/CR-5535. INEL- 95/0174. Vol. 1-5. 1997.

83. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.

84. С.НЕщенко, Разработка и обоснование методов и системы шумовой диагностики малых локальных аномалий активной зоны БН- реактора, Диссертация на соискание ученой степени кандидат технических наук, Димигровгорад, 1996 172 с.

85. Meyer К. Effects of fuel element vibrations on spectral density on neutron fluctuation in pressurized water reactor// Kernenergie, 1986. V.29, N 2. P. 4950.

86. E. Laggiard, F. Runhel, D. Stegemann at el. Determination of Vibration Amplitudes and Neutron Mechanical Scale Factors using' In - Core Accelerometers in NPP Obrigheim// Proceedings of SMORN - VII, Avignon, 1995.

87. A. Trenty. Operational Feedback on Internal Structure Vibration in 54 French PWRs during 300 Fuel Cycles. / Ibid.

88. Douley D. J. „ Abrecht R.W. In-core/ex-core neutron noise measurements to examine core internal vibrations in an operating PWR// Porgr. In Nucl. Energ., 1985. V.15-P. 251-260.

89. Smith R. P. Design and development of systems and components for safety//Ibid. P. 123-130.

90. Nakamoto K., Ohyama N., Rindo H., Kamei M. Research and development activities on temperature measurement for LMFBRS//1.id. P.63-79.