Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР
Выполнен анализ особенностей развития резонансных колебательных процессов в первом контуре реакторов ВВЭР-1000. Рассмотрена расчетная акустическая схема для определения собственных частот колебаний давления двухфазного потока. Представлены типичные спектры пульсаций давления, а также данные о характ...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Дата: | 2015 |
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2015
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112846 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР / Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 25-29. — Бібліогр.: 15 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-112846 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Шараевская, Е.И. 2017-01-28T16:00:04Z 2017-01-28T16:00:04Z 2015 Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР / Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 25-29. — Бібліогр.: 15 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112846 621.039.548:536 Выполнен анализ особенностей развития резонансных колебательных процессов в первом контуре реакторов ВВЭР-1000. Рассмотрена расчетная акустическая схема для определения собственных частот колебаний давления двухфазного потока. Представлены типичные спектры пульсаций давления, а также данные о характере разрушений элементов первого контура. Виконано аналіз особливостей розвитку резонансних коливальних процесів у першому контурі реакторів ВВЕР-1000. Розглянуто розрахункову акустичну схему для визначення власних частот коливань тиску двофазного потоку. Представлено типові спектри пульсацій тиску, а також дані стосовно характеру руйнації елементів першого контуру. The analysis of features of development of resonant oscillatory processes in the first circuit of WWER-1000 reactors is made. The settlement acoustic scheme for determination of own frequencies of oscillatory pressure of a twophase stream is considered. Typical ranges of pulsations of pressure, and also data on nature of destructions of elements of the first circuit are presented. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР Актуальні задачі віброакустичної діагностики першого контуру реакторів ВВЕР Actual problems of vibroacoustic diagnostics of the first circuit of water-water energetic reactors Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР |
| spellingShingle |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР Шараевская, Е.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title_short |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР |
| title_full |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР |
| title_fullStr |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР |
| title_full_unstemmed |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР |
| title_sort |
актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ввэр |
| author |
Шараевская, Е.И. |
| author_facet |
Шараевская, Е.И. |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| publishDate |
2015 |
| language |
Russian |
| container_title |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Актуальні задачі віброакустичної діагностики першого контуру реакторів ВВЕР Actual problems of vibroacoustic diagnostics of the first circuit of water-water energetic reactors |
| description |
Выполнен анализ особенностей развития резонансных колебательных процессов в первом контуре реакторов ВВЭР-1000. Рассмотрена расчетная акустическая схема для определения собственных частот колебаний давления двухфазного потока. Представлены типичные спектры пульсаций давления, а также данные о характере разрушений элементов первого контура.
Виконано аналіз особливостей розвитку резонансних коливальних процесів у першому контурі реакторів ВВЕР-1000. Розглянуто розрахункову акустичну схему для визначення власних частот коливань тиску двофазного потоку. Представлено типові спектри пульсацій тиску, а також дані стосовно характеру руйнації елементів першого контуру.
The analysis of features of development of resonant oscillatory processes in the first circuit of WWER-1000
reactors is made. The settlement acoustic scheme for determination of own frequencies of oscillatory pressure of a twophase
stream is considered. Typical ranges of pulsations of pressure, and also data on nature of destructions of elements
of the first circuit are presented.
|
| issn |
1813-3584 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112846 |
| citation_txt |
Актуальные задачи виброакустической диагностики первого контура реакторов ВВЭР / Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 25-29. — Бібліогр.: 15 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT šaraevskaâei aktualʹnyezadačivibroakustičeskoidiagnostikipervogokonturareaktorovvvér AT šaraevskaâei aktualʹnízadačívíbroakustičnoídíagnostikiperšogokonturureaktorívvver AT šaraevskaâei actualproblemsofvibroacousticdiagnosticsofthefirstcircuitofwaterwaterenergeticreactors |
| first_indexed |
2025-11-24T16:28:17Z |
| last_indexed |
2025-11-24T16:28:17Z |
| _version_ |
1850486111072157696 |
| fulltext |
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 25
УДК 621.039.548:536
Е. И. Шараевская
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, корп. 106, Киев, 03028, Украина
АКТУАЛЬНЫЕ ЗАДАЧИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ ДИАГНОСТИКИ
ПЕРВОГО КОНТУРА РЕАКТОРОВ ВВЭР
Выполнен анализ особенностей развития резонансных колебательных процессов в первом контуре ре-
акторов ВВЭР-1000. Рассмотрена расчетная акустическая схема для определения собственных частот колеба-
ний давления двухфазного потока. Представлены типичные спектры пульсаций давления, а также данные о ха-
рактере разрушений элементов первого контура.
Ключевые слова: виброакустическая диагностика, реакторная установка, резонансные колебательные
процессы, собственные частоты колебаний двухфазного теплоносителя, разрушения конструктивных элемен-
тов.
Как известно [1 - 4], потоки теплоносителя в первом контуре ЯЭУ вызывают механические
колебания и вибрации оборудования реакторной установки (РУ) и ее элементов. Эти процессы отно-
сятся к числу главных факторов, определяющих динамические нагрузки на оборудование, его срок
службы и надежность. Наиболее опасным является взаимодействие структурных компонентов перво-
го контура ЯЭУ с потоком теплоносителя в резонансной области колебаний механических элементов
контура циркуляции. По мнению автора работы [5], актуальной задачей следует считать внедрение в
практику эксплуатации виброакустических паспортов АЭС. В указанной работе отмечается, что для
практической реализации задачи паспортизации виброакустических характеристик главного цирку-
ляционного контура (ГЦК) необходимо в различных эксплуатационных режимах при появлении ано-
малий и в аварийных ситуациях определять частоты собственных колебаний оборудования, его эле-
ментов и их соединений, а также частоты собственных колебаний теплоносителя. Как отмечается в
работе [5], наличие экспериментальных данных о собственных частотах колебаний элементов и си-
стем ГЦК создает необходимые предпосылки для реализации эффективного мониторинга оборудо-
вания РУ в штатных и аварийных режимах эксплуатации ЯЭУ. Конечной целью такой мониториза-
ции оборудования является контроль спектральных параметров колебательных процессов в первом
контуре РУ и обеспечение несовпадения пиков спектральных характеристик сигналов от датчиков
пульсаций давления рабочей среды и сигналов от датчиков вибраций, перемещений, напряжений и
т.д. С учетом изложенного значимые результаты в
области моделирования и расчетов частот соб-
ственных колебаний конструктивных элементов
оборудования РУ получены в работе [6]. В то же
время данные [6] практически не учитывают эф-
фектов влияния объема заполняющего ГЦК тепло-
носителя на характеристики колебаний элементов и
систем первого контура в процессе эксплуатации
ЯЭУ.
Рис. 1. Акустическая схема двухпетлевого ЯР: AкЗ - ак-
тивная зона; ПГ - парогенератор; КД - компенсатор дав-
ления; ХК и ГК - холодный и горячий коллекторы; 1 - 12
- номера элементов контура; индекс «'» относится к па-
раллельной петле.
В работах [5, 7] предложен акустический подход, который позволяет учесть колебательные
процессы, возбуждаемые в заполняющем контур циркуляции теплоносителе. Расчетная акустическая
схема первого контура водо-водяного ЯР типа ВВЭР, представленная на рис. 1, а также результаты
расчета собственной частоты колебаний давления теплоносителя (СЧКДТ) в первом контуре энерго-
блока с ВВЭР-1000, сведенные в табл. 1, иллюстрируют основные принципы методики, предложен-
ной в работах [5, 7].
© Е. И. Шараевская, 2015
Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
____________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 26
Таблица 1. Результаты расчета СЧКДТ в разных режимах работы реактора ВВЭР-1000
Номера
элементов, образующих
акустический контур
f0, Гц
Режим Этап аварии с течью теплоносителя
Номинальный
Нулевой
мощности
500...750 с 1070...1 170с 1500...3 000 с
1, 2 10,0 10,6 0,2 3,3 17,2
1, 1', 2, 2', 3 6,3 6,7 0,2 2,7 13,1
4 41,5 49,3 34,1 27,3 7,0
1 - 4 6,5 7,1 0,1 2,3 10,8
1 - 5 5,186 6,0 0,1 2,1 9,0
2,3 19,9 21,1 28,5 29,6 29,8
2 - 4 13,4 14,6 15,2 12,7 20,9
2 - 5 9,3 10,5 10,9 8,5 15,3
3, 4 24,5 28,0 7,0 19,3 10,1
3 - 5 13,8 16,5 14,8 11,5 23,6
4, 5 23,0 28,6 21,4 17,4 41,0
5, 6 7,6 10,1 17,4 9,8 17,1
5, 6, 9 5,8 7,7 11,1 1,8 12,6
7, 8 0,6 0,6 0,2 0,2 0,7
6 - 8 0,6 0,6 0,1 0,1 0,1
Полученные результаты иллюстрируют существенную зависимость СЧКДТ от режима экс-
плуатации, а для аварийных ситуаций - от характера аварии и этапа ее развития.
Согласно [8], в гидромеханических системах основными источниками возбуждения колеба-
ний являются нестационарные гидродинамические процессы в теплоносителе (акустические волны,
турбулентность, вихреобразование, кавитация и др.) и несбалансированность вращающихся меха-
низмов, в первую очередь циркуляционных насосов (механические силы). Важным этапом расчета
является настройка моделей по существующим экспериментальным данным. Наибольшее несоответ-
ствие значений расхода и давления теплоносителя, полученных с помощью теплогидравлических
расчетных кодов и экспериментальным путем, отмечается в области пульсационных режимов тече-
ния [9, 10], т.е. в колебательных режимах. При этом колебательные свойства гидромеханической си-
стемы не могут рассматриваться как результат суперпозиции соответствующих параметров колеба-
ний составляющих ее частей. Указанное свойство проявляется в виде преобразования частот, с кото-
рыми внешние гидравлические возмущения действуют на контур теплоотвода РУ в целом и на его
отдельные элементы (реактор, парогенератор (ПГ), трубопроводы и пр.). В результате преобразова-
ния частот гидравлических возмущений (например, частоты вращения главного циркуляционного
насоса (ГЦН)) в контуре теплоносителя появляются комбинационные инфранизкие и звуковые (де-
сятки герц) частоты, а также частоты, кратные частотам колебаний, подводимых от внешних источ-
ников возмущений [8].
При этом новые качественные эффекты обусловлены системными свойствами колебательных
процессов теплоносителя в первом контуре и определяются, в частности, следующими факторами:
а) нелинейной зависимостью перепада давления в элементах контура от массового расхода;
б) асимметрией колебательных параметров в параллельных контурах (петлях) РУ;
в) существованием критического сочетания параметров различной физической природы (теп-
лофизических, гидродинамических, конструктивных), при котором происходит смена режимов тече-
ния (стационарного и пульсационного).
Эксперименты, выполненные в работе [11], показали, что критическое сочетание параметров
достигается на экспериментальном стенде при определенном значении массового паросодержания х в
рабочем участке, где двухфазная среда нужного соотношения паровой и водяной фаз создается путем
впрыска насыщенного пара (с возможностью изменения паросодержания от 0 до 1). При этом значе-
ние пика сигнала от датчика пульсаций давления в автоспектральной плотности (АСП) мощности
достигает максимума. Таким образом, сочетание параметров различной физической природы, кото-
рое удалось создать в экспериментах, обеспечивает возникновение параметрического резонанса при
АКТУАЛЬНЫЕ ЗАДАЧИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ ДИАГНОСТИКИ
____________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 27
колебаниях давления в пароводяном потоке. В циркуляционном контуре [11] это явление наблюда-
лось при двух значениях паросодержания в потоке: х = 0,075 и х = 0,65.
Предложенный в работе [12] критерий параметрического подобия парогенерирующего канала
(ПК) характеризует его добротность как колебательной системы и свидетельствует о существенном
влиянии гидравлических сопротивлений на устойчивость двухфазного течения теплоносителя.
На рис. 2, а представлена реализация АСП сигнала виброускорений, измеренного на крышке
реактора ВВЭР-1000 в режиме нулевой мощности энергоблока.
Характерной особенностью этого спектра является наличие доминирующего пика на частоте
49,8 Гц, которая равна утроенной оборотной частоте вращения ГЦН-195М (16,6 Гц). Его значение на
порядок выше прочих, в том числе и вызванных оборотной частотой вращения ГЦН. Эта особенность
спектра вибраций крышки реактора проявляется только в указанном режиме, т. е. при отсутствии
энерговыделения в активной зоне. При малой мощности значение пика на частоте 49,8 Гц уменьша-
ется примерно в 5 раз (см. рис. 2, б).
Рис. 2. Спектр виброускорений SU(f) (крышка ЯР): а - дат-
чик 02BI-1, р = 15,9 МПа; Т = 270 °С; б - датчик ВI1-2,
р = 16 МПа, Tгор = 281 °С; Tхол = 278 °С.
С использованием данных табл. 1 представ-
ляется возможным установить причину увеличения
уровня вибраций крышки реактора в режиме нуле-
вой мощности. В этом случае СЧКДТ АкЗ равна
49,3 Гц, т.е. практически совпадает с частотой коле-
баний теплоносителя, обусловленных вращением
ГЦН, и поэтому усиливает их. В номинальном ре-
жиме работы реактора СЧКДТ в АкЗ равна 41,5 Гц и
в силу этой причины находится вне области резо-
нансного взаимодействия.
По мере уменьшения мощности реактора
происходит приближение значений СЧКДТ в АкЗ к
области резонансного взаимодействия. В режиме нулевой мощности реактора ВВЭР-1000 создаются
условия для увеличения частоты вибраций двух источников пульсаций давления (ГЦН - утроенная
оборотная частота вращения, равная 49,8 Гц, и СЧКДТ в активной зоне, равная 49,3 Гц). Суммарное
динамическое воздействие этих источников приводит к увеличению уровня вибраций крышки реак-
тора.
Иллюстрацией вышеуказанных процессов могут служить впервые обнаруженные в ходе из-
вестных ядерных инцидентов [13, 14] опасные динамические напряжения и трещины в крышках кор-
пусных реакторов PWR. Следует отметить, что за 20 лет до вышеуказанных аварий подобные эффек-
ты проявились в ходе близкой по своему физическому характеру и проявлению МПА, которая имела
место в украинской атомной энергетике и была инициирована именно срывом крышек горячих кол-
лекторов в парогенераторах типа ПГВ-213 ядерного энергоблока № 1 РАЭС в 1982 г. Серьезным ра-
диоэкологическим последствием указанной МПА стал, в частности, выход высокоактивного тепло-
носителя первого контура через БРУ-А поврежденных ПГ в атмосферу. К сожалению, информация об
этой серьезной аварии по известным причинам оказалась недоступной зарубежным специалистам,
которые через два десятилетия столкнулись с подобными физическими проявлениями теплогидроди-
намических процессов, инициировавшими повреждения крышек корпуса реактора в ходе отмеченных
выше инцидентов.
Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
____________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 28
Представленная на рис. 3 фотография разрушенного узла горячего коллектора ПГ типа ПГВ-
213 ядерного энергоблока с реактором ВВЭР-440 (Ровенская АЭС, энергоблок № 1, авария 22 января
1982 г.) [15] иллюстрирует катастрофический характер разрушений ответственного элемента первого
контура ЯЭУ вследствие возникновения и неконтролируемого развития аномальных виброакустиче-
ских колебаний резонансного характера.
Рис. 3. Характер разрушения шпилек крышки горячего
коллектора ПГ типа ПГВ-213 на Ровенской АЭС.
Анализу данных экспериментальных иссле-
дований спектральных характеристик колебаний
элементов первого контура ВВЭР-1000, которые
были выполнены в натурных условиях, а также ха-
рактера соответствующих повреждений этих эле-
ментов будет посвящена следующая статья.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Теплофизика аварий ядерных реакторов: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко
и др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2012. - 528 с.
2. Вибронадежность элементов оборудования в энергомашиностроении / Н. А. Махутов, С. М. Каплунов,
Л. В. Прусс и др. // Машиноведение. – 1982, № 2. - С. 68 - 77.
3. Фомичев М. С. Экспериментальная гидродинамика ЯЭУ. - М.: Энергоатомиздат, 1989.- 248 с.
4. Конструирование ядерных реакторов: учеб. пособие для вузов / И. Я. Емельянов, В. И. Михан, В. И. Со-
лонин; Под ред. Н. А. Доллежаля. – М.: Энергоиздат, 1982. – 400 с.
5. Проскуряков К. Н. Виброакустическая паспортизация АЭС - средство повышения их надежности и без-
опасности // Теплоэнергетика. – 2005. - № 12. – С. 30 - 34.
6. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 2004.
7. Проскуряков К. Н. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных
устройствах ЯЭУ. - М.: Изд-во МЭИ, 1984.
8. Проскуряков K. H. Математические модели источников теплогидравлических возмущений в контурах
АЭС // Теплоэнергетика. - 1999. - №6. - С. 6 - 11.
9. Analysis of SPES2-AP-600 Experiment Using the WCOBRA / ТРАС CODE / J. S. Petzold, S. M. Bajorek, K.
Ohkava, L. E. Hochreiter, C. Frepoli // Post-Smirt 14 Int. Seminar. – 1997, August 25 - 27, Piza - Italy. - P. В. 1.
1 - В. l. 10.
10. Vihavainen J., Zabetta E. C., Tuunanen J. Analysis of PACTE experiment GDE-05 with CATHARE2, RELAP5
codes // Post-Smirt 14 Int. Seminar. – 1997, August 25 - 27, Piza - Italy. Proceeding E. 1. 18 - 1. 25.
11. Proskouriakov K. N., Moukhine V. S., Sabouni K. Experiment Investigation of System Parameters, Structure In-
fluence on Steam-winter Flow Regime, Pressure Oscillation // Proceedings of the 10th Int. Topical Meeting on
Nuclear Reactor Thermal Hydraulic (NURETH-10). – Seoul, Korea. - October 5 – 9, 2003.
12. Proskouriakov K. N. Criterion of Steam Generating Ducts Pan metrical Similarity // Fifth International Infor-
mation Exchange Ford safety analysis for NPP of VVER, RBMK types. – 16 - 20 October 2001, Obninsk, Rus-
sian Federation.
13. Millimeters From Disaster // WISE/NIRS Nuclear Monitor. - March 22. 2002.
14. Alarm Over Faulty Design in European PWRs // WISE News Communiqufi 385. 3770, 2002.
15. Теплофизика повреждений реакторных установок: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н.
М. Фиалко и др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2013. - 528 с.
О. І. Шараєвська
Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, корп. 106, Київ, 03028, Україна
АКТУАЛЬНІ ЗАДАЧІ ВІБРОАКУСТИЧНОЇ ДІАГНОСТИКИ ПЕРШОГО КОНТУРУ
РЕАКТОРІВ ВВЕР
Виконано аналіз особливостей розвитку резонансних коливальних процесів у першому контурі реакто-
рів ВВЕР-1000. Розглянуто розрахункову акустичну схему для визначення власних частот коливань тиску дво-
АКТУАЛЬНЫЕ ЗАДАЧИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ ДИАГНОСТИКИ
____________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 29
фазного потоку. Представлено типові спектри пульсацій тиску, а також дані стосовно характеру руйнації еле-
ментів першого контуру.
Ключові слова: віброакустична діагностика, реакторна установка, резонансні коливальні процеси, влас-
ні частоти коливань двофазного теплоносія, руйнація конструктивних елементів.
E. I. Sharayevska
Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine, Lysogirska str., 12, building 106,
Kyiv, 03028, Ukraine
ACTUAL PROBLEMS OF VIBROACOUSTIC DIAGNOSTICS OF THE FIRST CIRCUIT
OF WATER-WATER ENERGETIC REACTORS
The analysis of features of development of resonant oscillatory processes in the first circuit of WWER-1000
reactors is made. The settlement acoustic scheme for determination of own frequencies of oscillatory pressure of a two-
phase stream is considered. Typical ranges of pulsations of pressure, and also data on nature of destructions of elements
of the first circuit are presented.
Keywords: vibroacoustic diagnostics, reactor installation, resonant oscillatory processes, own frequencies of
fluctuations of the two-phase heat carrier, destruction of constructive elements.
REFERENCIES
1. Тhermophysics of nuclear reactors breakdowns: monografija / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevskij, N. М. Fialko i
dr. - Chоrnobyl: In-t problem bezopasnosti АES NAN Ukrainy, 2012. - 528 p. (Rus)
2. Vibration stability of equipments elements in energetic machine-building / N. А. Маkhutov, S. М. Каplunov, L. V.
Pruss i dr. // Маshinovedenie. – 1982, № 2. - P. 68 - 77. (Rus)
3. Fomichev М. S. Experimental hydrodynamics of NPP. - Мoskva: Energoatomizdat, 1989. - 248 p. (Rus)
4. Construction of nuclear reactors: tutorial for univercity / I. Ja. Еmelianov, V. I. Мikhan, V. I. Solonin; Under edit
N. А. Dollezhalia. – Мoskva: Energoizdat, 1982. – 400 p. (Rus)
5. Proskouriakov K. N. Vibroacoustic certification of NPP - means for increasing the reliability and safety // Tep-
loenergetika. – 2005. - № 12. – S. 30 - 34. (Rus)
6. Аrkadov G. V., Pavelko V. I., Usanov А. I. Vibronoise diagnostics of VVER. - Мoskva: Energoatomizdat, 2004.
(Rus)
7. Proskouriakov K. N. Thermogydravlyc excitement of the coolant fluctuations in the internfls of NPP. - Мoskva:
Izd-vо MEI, 1984. (Rus)
8. Proskouriakov K. N. Mathematical models of the thermogydravlyc disturbance sources in the circuits of NPP //
Teploenergetika. - 1999. - № 6. - S. 6 - 11. (Rus)
9. Analysis of SPES2-AP-600 Experiment Using the WCOBRA / ТРАС CODE / J. S. Petzold, S. M. Bajorek, K.
Ohkava, L. E. Hochreiter, C. Frepoli // Post-Smirt 14 Int. Seminar. – 1997, August 25 - 27, Piza - Italy. - P. В. 1.
1 - В. l. 10.
10. Vihavainen J., Zabetta E. C., Tuunanen J. Analysis of PACTE experiment GDE-05 with CATHARE2, RELAP5
codes // Post-Smirt 14 Int. Seminar. – 1997, August 25 - 27, Piza - Italy. Proceeding E. 1. 18 - 1. 25.
11. Proskouriakov K. N., Moukhine V. S., Sabouni K. Experiment Investigation of System Parameters, Structure Influ-
ence on Steam-winter Flow Regime, Pressure Oscillation // Proceedings of the 10th Int. Topical Meeting on Nu-
clear Reactor Thermal Hydraulic (NURETH-10). – Seoul, Korea. - October 5 – 9, 2003.
12. Proskouriakov K. N. Criterion of Steam Generating Ducts Pan metrical Similarity // Fifth International Infor-
mation Exchange Ford safety analysis for NPP of VVER, RBMK types. – 16 - 20 October 2001, Obninsk, Russian
Federation.
13. Millimeters From Disaster // WISE/NIRS Nuclear Monitor. - March 22. 2002.
14. Alarm Over Faulty Design in European PWRs // WISE News Communiqufi 385. 3770, 2002.
15. Тhermophysics of nuclear reactor plants damages: monografija / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevskij, N. М. Fial-
ko i dr. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti АES NAN Ukrainy, 2013. - 528 p. (Rus)
Надійшла 10.06.2015
Received 10.06.2015
|