Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2)
На примерах различных нештатных ситуаций рассмотрена вибрационная надежность водо-водяных энергетических реакторов. Показана недостаточная эффективность применения детерминированных подходов к диагностике текущего технического состояния элементов и систем реакторов ВВЭР. Рассмотрены принципы и персп...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2016 |
| Main Authors: | , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2016
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127765 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) / Н.М. Фиалко, И.Г. Шараевский, Л.Б. Зимин, С.В. Бабак, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2016. — Вип. 26. — С. 44-51. — Бібліогр.: 31 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859718106443677696 |
|---|---|
| author | Фиалко, Н.М. Шараевский, И.Г. Зимин, Л.Б. Бабак, С.В. Шараевский, Г.И. |
| author_facet | Фиалко, Н.М. Шараевский, И.Г. Зимин, Л.Б. Бабак, С.В. Шараевский, Г.И. |
| citation_txt | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) / Н.М. Фиалко, И.Г. Шараевский, Л.Б. Зимин, С.В. Бабак, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2016. — Вип. 26. — С. 44-51. — Бібліогр.: 31 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | На примерах различных нештатных ситуаций рассмотрена вибрационная надежность водо-водяных энергетических реакторов. Показана недостаточная эффективность применения детерминированных подходов к диагностике текущего технического состояния элементов и систем реакторов ВВЭР. Рассмотрены принципы и перспективы создания систем автоматической компьютерной диагностики на основе анализа спектральных характеристик сигналов штатных датчиков параметров вибрационных и теплогидравлических процессов с целью раннего выявления и предотвращения развития потенциально опасных состояний.
На прикладах різних нештатних ситуацій розглянуто вібраційну надійність водо-водяних енергетичних реакторів. Показано недостатню ефективність застосування детермінованих підходів до діагностики поточного технічного стану елементів та систем реакторів ВВЕР. Розглянуто принципи і перспективи створення систем автоматичної комп’ютерної діагностики на основі аналізу спектральних характеристик сигналів штатних датчиків параметрів вібраційних і теплогідравлічних процесів з метою раннього виявлення та запобігання розвитку потенційно небезпечних станів.
For examples of different contingencies considered reliable vibration of the water-water energetic reactors. It is shown that the lack of deterministic approaches effectiveness to the diagnosis of the current technical condition of VVER reactors elements and systems. The principles of and prospects for the creation of automatic computer diagnosis on the basis of the analysis of the spectral characteristics of the signals of standard parameters of vibration and heathydraulic processes sensors for early detection and prevention of potentially dangerous conditions.
|
| first_indexed | 2025-12-01T08:13:02Z |
| format | Article |
| fulltext |
44 ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26
УДК 621.039.548:536
Н. М. Фиалко, И. Г. Шараевский, Л. Б. Зимин1, С. В. Бабак2, Г. И. Шараевский1
1 Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, корп. 106, Киев, 03028, Украина
2 ГП «Научно-технический центр новейших технологий» НАН Украины, пер. Машиностроительный, 28,
Киев, 03067, Украина
ПРОБЛЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
РЕАКТОРОВ ВВЭР (Часть 2)
На примерах различных нештатных ситуаций рассмотрена вибрационная надежность водо-водяных энер-
гетических реакторов. Показана недостаточная эффективность применения детерминированных подходов к
диагностике текущего технического состояния элементов и систем реакторов ВВЭР. Рассмотрены принципы и
перспективы создания систем автоматической компьютерной диагностики на основе анализа спектральных ха-
рактеристик сигналов штатных датчиков параметров вибрационных и теплогидравлических процессов с целью
раннего выявления и предотвращения развития потенциально опасных состояний.
Ключевые слова: реактор ВВЭР, элементы конструкции, вибрационное состояние, автоматическая диагно-
стика.
Опыт эксплуатации АЭС и ликвидации последствий аварий, связанных с вибрациями, обу-
словил необходимость изменения конструкции некоторых элементов внутрикорпусных устройств
(ВКУ) в ряде реакторов. При этом указанные изменения касались, главным образом теплового экрана
[1 - 4], что привело к значительному уменьшению вибрационных повреждений ядерных реакторов
(ЯР). Вместе с тем количество инцидентов, связанных с повреждениями тепловыделяющих сборок
(ТВС) [5, 6], а также трубных пучков парогенераторов (ПГ) и других теплообменных аппаратов (та-
ковы повреждения на АЭС США Fermi, Hollam, Shinnon и др.) [5, 7, 8], продолжало оставаться значи-
тельным и в последующие годы. Так, например, на ЯР EBR-2 (США) вибрации тепловых сборок, вы-
званные потоком жидкометаллического теплоносителя, привели к возникновению колебаний мощно-
сти, достигавших при номинальном режиме (45 МВт) 112 кВт [9]. Такие колебательные процессы
были квалифицированы как опасные, поскольку связанные с ними колебания реактивности способны
привести к повреждению органов систем управления и защиты (СУЗ).
На исследовательском ЯР GETR (США) гидродинамически возбуждаемые вибрации направ-
ляющих труб исполнительных органов СУЗ привели к износу их алюминиевых дистанционирующих
элементов [9, 10]. Вибрации этих направляющих труб происходили с частотой 8 Гц. Оказалось, что к
этим колебаниям весьма чувствительны измерители периода ЯР. Так, при работе на мощности 30
МВт были обнаружены существенные колебания периода ЯР, вызвавшие около 2 тыс. предупреди-
тельных сигналов, переданных на блочный щит управления. Для устранения вибраций была признана
целесообразной реконструкция всей АкЗ.
На основе изучения более 50 случаев повреждений оборудования ядерных энергоблоков, обу-
словленных гидродинамически возбуждаемыми вибрациями, в работе [11] сделан вывод о том, что
наименее надежными с точки зрения возможных вибрационных повреждений являются трубные пуч-
ки ПГ. Так, из 62 известных случаев аварийных отключений ПГ АЭС в США 5 были вызваны вибра-
ционными разрушениями пучков теплообменных труб. Накопленная статистика отказов свидетель-
ствует о том, что в среднем ежегодно на АЭС США выходят из строя около 60 теплообменных труб
ПГ. Известен случай полного разрушения теплообменной поверхности ПГ вследствие интенсивных
вибраций менее чем через 24 ч после начала эксплуатации. Экономический ущерб от ликвидации
указанных повреждений в ценах тех лет обычно составлял не менее 5 - 6 тыс. долл. на 1 МВт уста-
новленной мощности энергоблока [12].
Показательно, что повышенная повреждаемость теплообменных поверхностей ПГ обусловле-
на рядом причин. Одной из них является то, что трубные пучки ПГ находятся под одновременным
воздействием однофазного потока теплоносителя первого контура и пароводяной среды второго кон-
тура. Именно двухфазный поток, отличающийся присущей ему сложной структурой и внутренней
нестационарностью, оказывает наибольшее гидродинамическое воздействие на обтекаемые элементы
оборудования. Анализ отказов теплообменного оборудования ядерных энергоблоков, например ПГ,
свидетельствует о том, что вне зависимости от конструктивных особенностей соответствующего
устройства причины аварий обычно связаны со следующими основными видами повреждений: уста-
лостное разрушение труб, их износ при взаимных соударениях, виброизнос в местах дистанциони-
рова-
ПРОБЛЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 45
© Н. М. Фиалко, И. Г. Шараевский, Л. Б. Зимин, С. В. Бабак, Г. И. Шараевский, 2016
ния; нарушения герметичности соединений труб и трубных досок. Следует отметить, что существо-
вание различных механизмов указанных повреждений значительно осложняет проблему борьбы с
вибрациями. Для снижения динамических напряжений в конструкционных материалах в ряде случаев
целесообразна, например, установка дополнительных дистанционирующих элементов, уменьшаю-
щих интенсивность вибраций. Вместе с тем при таком конструктивном решении возрастает число
точек механического контакта и, следовательно, повышается опасность виброизноса. Кроме того, при
этом увеличивается гидравлическое сопротивление соответствующего теплообменника, усложняется
его сборка и повышается металлоемкость.
Изложенное позволяет обосновать мнение о том, что оптимизация конструкций теплообмен-
ного оборудования первого контура ЯЭУ, а также его надежная эксплуатация не могут быть обеспе-
чены без надежного мониторинга параметров вибраций.
Очевидным является также и то, что реализация указанного мониторинга предполагает не
только разработку соответствующих расчетных методик, но также и создание образцов нового поко-
ления таких диагностических средств, которые способны обеспечить автоматическое обнаружение и
надежную идентификацию соответствующих видов нерегламентных эксплуатационных состояний
оборудования ЯР, первого контура и ПГ [13, 14]. Несомненной является также и необходимость про-
ведения широкого спектра экспериментальных исследований теплогидродинамических процессов
(ТГДП) в каналах РУ.
Характерные особенности исследования турбулентных потоков в каналах РУ обусловлены в
первую очередь значительным разнообразием реальных геометрий этих каналов. Течение в них явля-
ется, как правило, трехмерным и лишь в отдельных случаях можно ограничиться его двухмерным
представлением. Частота турбулентных пульсаций при течении теплоносителя изменяется от долей
герца до нескольких килогерц в зависимости от теплофизических свойств соответствующей жидко-
сти или газа, поперечного сечения канала и скорости потока. «Несущая частота» определяется отно-
шением средней скорости потока к характерному поперечному размеру канала. Вычисляемая средняя
скорость потока в значительной степени определяется кинематической вязкостью теплоносителя. В
силу указанных причин значения частоты пульсаций скорости, например при течении жидких метал-
лов, сравнительно низки и изменяются от долей до сотен герц, при течении воды - от долей герц до
килогерц, при течении газов - от нескольких герц до десятков килогерц. Указанные спектральные
диапазоны обусловливают соответствующие требования, предъявляемые при реализации таких изме-
рений, как к датчикам, так и к вторичной аппаратуре. Кроме того, малые поперечные размеры кана-
лов обусловливают в некоторых случаях незначительные амплитуды пульсаций, что предъявляет вы-
сокие требования к чувствительности вторичной аппаратуры и вызывает необходимость подавления
шумов и помех.
Таким образом, становится очевидной необходимость обоснованного выбора эксперимен-
тальных методов измерений соответствующих разновидностей ТГДП в турбулентных потоках. Дей-
ствительно, как следует из вышеизложенного, реальное гидродинамическое воздействие потока теп-
лоносителя на элементы конструкции РУ не может быть адекватно оценено на основе использования
осредненных параметров этого потока, поскольку возможные повреждения структурных компонен-
тов первого контура ЯЭУ связаны именно с появлением переменных циклических нагрузок, обуслов-
ленных пульсациями давления, скорости, расхода.
Многие исследователи, которые изучали причины аварий на АЭС, пришли к выводам, что
большинство повреждений объясняется в первую очередь дефицитом знаний о гидродинамических
характеристиках потока, которые влияют на теплообмен и вызывают вибрации элементов и систем
РУ при определенных режимах движения потока теплоносителя. Попытки теоретического изучения
вибрационных процессов в РУ, обусловленных воздействием гидродинамических сил, показали, что
даже в простейших случаях обтекания стержневых конструкций (продольное или поперечное) не
удается получить удовлетворительные расчетные зависимости для надежного определения их вибра-
ционных характеристик даже в относительно узком диапазоне изменения параметров теплоносителя
в ЯР.
С учетом значительной сложности физики ТГДП основой для оптимизации конструктивных
решений, реализуемых при создании РУ в направлении совершенствования гидродинамического
профилирования элементов ЯР, было и остается экспериментальное исследование этих процессов на
моделях, а также непосредственно в РУ на основе изучения гидродинамических, теплофизических,
Н. М. ФИАЛКО, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Л. Б. ЗИМИН И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 46
вибрационных, акустических, кавитационных и других явлений, определяющих характер возможных
повреждений соответствующих структурных компонентов первого контура ЯЭУ.
Вполне очевидно, что исследование, например, вибраций структурных компонентов ВКУ ре-
актора и элементов теплообменного оборудования ЯЭУ на стадии их изготовления, а также в период
пусконаладочных работ, выполняемых в период подготовки энергоблока к пуску, позволяет оценить
качество сборки, обнаружить и устранить причины повышенной вибрации тех или иных элементов
конструкций РУ и тем самым улучшить динамические характеристики оборудования в последующий
период его эксплуатации. Так, наблюдения за динамикой изменения спектрального состава вибраций
действующего реакторного оборудования позволяют осуществлять текущий мониторинг его факти-
ческого эксплуатационного состояния. При этом наиболее характерными спектральными диапазона-
ми вибраций, несущими полезную информацию, являются 0 - 30 (100) Гц и 1000 - 10000 Гц. Вибра-
ция в диапазоне частот 0 - 30 (100) Гц в основном характеризуют возникновение резонансных коле-
баний элементов конструкции, которые в ряде случаев возникают вследствие дефектов их закрепле-
ния. Напротив, высокочастотный диапазон частот 1000 - 10000 Гц содержит информацию о соударе-
ниях плохо закрепленных или потерявших крепление элементах ВКУ.
В силу ряда объективных факторов контроль вибрационных процессов не только во время
эксплуатации, но также и в период пусконаладочных работ связан со значительными трудностями. В
числе этих факторов, например, сложный характер вибрации (спектр частот вибраций от единиц до
десятков килогерц), высокая температура среды (до 300 – 500 °С), высокая скорость движения тепло-
носителя (до 15 м/с), а также его большое статическое давление (до 18,0 МПа), наличие радиации (в
эксплуатационных условиях), высокий уровень электрических помех (при использовании недоста-
точно экранированных и протяженных кабельных линий от виброакселерометров до вторичных при-
боров) и др.
В связи с указанными факторами, осложняющими проведение измерений, для исследования
вибрационных и акустических процессов в РУ, а также теплообменном оборудовании потребовалась
разработка специальных высокотемпературных и помехозащищенных первичных вибродатчиков и
вторичных приборов. Так, для исследования вибраций элементов и систем РУ (твэлов, корпуса реак-
тора и др.) наиболее широко используются преобразователи с пьезоэлектрическими чувствительны-
ми элементами на основе высокотемпературной пьезокерамики или искусственно выращиваемых
кристаллов с требуемыми пьезоэлектрическими свойствами.
Данные ряда работ [13, 15 - 17] свидетельствуют о том, что модели автоматической компью-
терной идентификации основных классов ТГДП принципиально могут быть основаны на использо-
вании диагностических сигналов различной природы: нейтронных, акустических, теплогидравличе-
ских и др. Так, например, теоретические и экспериментальные исследования флуктуаций основных
технологических параметров в элементах и системах РУ, например в системе охлаждения AкЗ, и ос-
нованные на них шумовые методы автоматической диагностики позволяют с высокой надежностью и
в режиме on-line выполнять комплекс качественно новых интеллектуальных диагностических функ-
ций [16], которые способны обеспечить решение следующих задач: распознавание кипения недогре-
того теплоносителя и «горячих» точек в AкЗ; идентификацию источников вибрационных процессов в
АкЗ и др. Следует отметить, что методы и средства шумовой диагностики в комплексе превентивных
мер по обеспечению безопасной и надежной эксплуатации АЭС играют приоритетную роль благода-
ря возможностям: а) обнаружения дефектов на ранних стадиях их возникновения; б) определения
первопричины аномалии при обнаружении отказа; в) прогноза развития аномалии и возможной ава-
рии; г) подготовки рекомендаций персоналу по оптимизации управляющих решений для локализации
и устранения причин соответствующего нерегламентного эксплуатационного состояния.
Как показывает накопленный опыт [13, 14, 16], контроль текущего эксплуатационного состо-
яния РУ и раннее обнаружение аномалий в ее работающем оборудовании могут быть осуществлены
на основе анализа статистических характеристик измеряемых шумов. Выполненные в этом направле-
нии исследования [13 - 31] показали, что при решении задач диагностического характера, сущность
которых состоит в определении вида и степени опасности развивающегося повреждения, иницииру-
ющего переход соответствующих элементов и систем РУ к некоторому аномальному эксплуатацион-
ному состоянию, наиболее эффективен контроль частотной структуры спектров высокоинформатив-
ных шумовых сигналов, генерируемых измерительными преобразователями определенного типа
(нейтронными детекторами, датчиками пульсаций давления и температуры, виброакселерометрами,
акустическими датчиками и др.) в процессе такого нештатного перехода. Вместе с тем обычно при-
меняемый для целей шумовой диагностики детерминированный подход к идентификации таких слу-
ПРОБЛЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 47
чайных сигналов [17, 18, 23, 26 - 31 и др.] основан на формировании диагностических решений, по-
лучение которых предполагает использование простейшего логического анализа, имеющего своей
целью лишь определение направления изменения интенсивности некоторых, предварительно избран-
ных для этого анализа, спектральных компонент.
При реализации этого детерминированного подхода идентификация начальной фазы развития
соответствующего повреждения в элементах и системах РУ состоит в определении направления сме-
щения доминирующих частот в спектре диагностического сигнала и эвристическом (на основе зна-
ний и опыта эксперта) формировании соответствующего решения относительно причин, вызвавших
такое спектральное изменение. Так, например, изменение характера и формы доминирующих пиков в
спектре сигнала может свидетельствовать об изменении механических параметров ВКУ как колеба-
тельной системы, которая эволюционирует в корпусе реактора. В тех случаях, когда собственные ча-
стоты колебаний элементов известны, зарегистрированные частотные трансформации в спектрах мо-
гут быть идентифицированы, например, как механическое повреждение конкретного элемента кон-
тролируемой системы, т. е. ВКУ.
Показательно, что именно такие качественные эвристические подходы к диагностике техни-
ческого состояния элементов и систем РУ, которые предполагают использование данных визуального
мониторинга доминирующих частот в спектрах вибраций ВКУ, пульсаций давления теплоносителя в
ЯР и т.п., реализованы в современных компьютерных комплексах СПО АЭС: ALLY, pwVDN,
EAGLE-21, SPDS, DASS, HDSR (США); STAR, ALUS, SUS (Германия); ALARM (Великобритания);
COMPASS (Дания); СКУД (Россия).
В то же время из результатов работ [13, 16, 19 - 22, 24, 25 и др.] следует, что надежность по-
добных эвристически формируемых оператором по данным текущего мониторинга диагностических
решений в подавляющем большинстве случаев является весьма низкой ввиду очевидного несоответ-
ствия стохастической структуры подлежащих идентификации шумовых акустических сигналов и де-
терминированного характера логики бинарного типа, которая используется для целей такой класси-
фикации. Напротив, согласно данным вышеуказанных работ, реализация предложенных в них эффек-
тивных алгоритмов автоматического распознавания стохастических диагностических сигналов на
основе использования предложенных в этих исследованиях статистического и нейросетевого подхо-
дов к компьютерной идентификации этих сигналов принципиально позволяет обеспечить получение
приемлемой для практического использования (свыше 90 %) надежности распознавания, что создает
необходимую основу для создания нового поколения диагностических средств с использованием ме-
тодологии искусственного интеллекта в структуре современных технических средств поддержки
операторов АЭС.
Завершая краткий анализ современного состояния исследований основных видов вибрацион-
ных, резонансных, термоакустических и некоторых других ТГДП, которые, как следует из вышеиз-
ложенного, способны инициировать некоторые потенциально опасные виды повреждений РУ, необ-
ходимо подчеркнуть следующее. Проблему обеспечения высокого уровня эксплуатационной надеж-
ности РУ отличает значительная сложность исходных аварийных событий, которыми, как отмечено
выше, являются физические явления возникновения, накопления и развития повреждений в элемен-
тах и системах РУ.
Показательно, что значительная часть потенциально опасных повреждений непосредственно
связана с развитием ряда аномальных, причем недостаточно изученных и в настоящее время практи-
чески неконтролируемых ТГДП, которые, как показал опыт эксплуатации ядерных энергоблоков,
способны возникать не только непосредственно в ЯР, но также в первом контуре и ПГ. Указанные
обстоятельства объективно предопределяют исключительную многоплановость и комплексный ха-
рактер широкого спектра тех перспективных исследований физики зарождения потенциально опас-
ных эксплуатационных аномалий, а также связанных с этими исследованиями разработок специали-
зированных вычислительных систем для раннего обнаружения подобных нерегламентных эксплуата-
ционных состояний, которые подлежат неотложной реализации в ближайшие годы. Вполне очевидно,
что вопросы изучения физики возникновения и последующего катастрофического развития первона-
чально скрытых повреждений РУ следует рассматривать как одни из наиболее приоритетных не
только при планировании перспективных направлений работ в области повышения безопасности
ЯЭУ с реакторами основных энергетических типов, но также и при выработке эффективных подхо-
дов к реализации актуального требования оптимального управления надежностью и ресурсом обору-
дования РУ, включая элементы и системы активной зоны, корпуса реактора и ПГ.
Н. М. ФИАЛКО, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Л. Б. ЗИМИН И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 48
При этом проблемы теплофизики ЯР, связанные с актуальным требованием своевременного
предотвращения тяжелых аварий РУ, подлежат системному анализу и, возможно, переосмысливанию
с учетом тех отличительных физических особенностей развития ряда характерных видов поврежде-
ний элементов и систем РУ, которые уже имели место в практике эксплуатации энергоблоков с реак-
торами ВВЭР, РБМК, БН, а также PWR, BWR, LMFBR.
Таким образом, только фактический уровень располагаемых на сегодняшний день знаний о
реальном характере, возможной катастрофической аварийной динамике, специфике и характерных
физических проявлениях подобных первоначально скрытых эксплуатационных состояний определяет
степень эффективности того комплекса тактических и стратегических противоаварийных мер, прак-
тическая реализация которых и должна быть направлена на предотвращение обусловленных скрыты-
ми эксплуатационными аномалиями внезапных отказов элементов и систем РУ. Вполне очевидно,
что к числу вышеуказанных превентивных мер, реализация которых принципиально должна быть
обеспечена на основе использования новых знаний о характере и физических особенностях скрытой
повреждаемости ответственных структурных компонентов первого контура ЯЭУ, следует отнести и
способность оперативного персонала к эффективной оценке и надежному прогнозированию реаль-
ных эксплуатационных состояний ядерного энергоблока. Следует отметить также и то, что степень
реальной опасности некоторых ранее неизвестных видов ТГДП, например нерегламентных колеба-
ний в потоке теплоносителя, движущегося в реакторных каналах, возникновение которых, как пока-
зал накопленный за последние десятилетия опыт, принципиально возможно в процессе эксплуатации
ЯЭУ, была установлена только в последние годы. В силу этого объективного обстоятельства физиче-
ские особенности возникновения подобных нештатных эксплуатационных состояний изучены на се-
годняшний день недостаточно. Очевидно и то, что в ряде случаев степень опасности этих процессов
недооценивается не только оперативным персоналом АЭС, но и конструкторскими и проектными
организациями, работниками регулирующих органов, а также преподавательскими коллективами ве-
дущих отечественных технических университетов, которые обеспечивают подготовку для атомной
энергетики Украины будущих специалистов по профилю «Атомная энергетика».
Как следует из отмеченных выше характерных особенностей вероятного сценария развития
тяжелой аварии ядерного энергоблока, которая инициирована внезапным отказом одного из ответ-
ственных структурных компонентов РУ, наиболее перспективным подходом к решению указанной
проблемы следует считать устранение возможных первопричин этой аварии. Под этим следует пони-
мать прежде всего снижение вероятности возникновения необратимых разрушений критически важ-
ных для безопасности АЭС элементов и систем первого контура ЯЭУ на основе раннего обнаружения
инициирующих эти разрушения аномальных ТГДП. Трудности, связанные с решением этой актуаль-
ной задачи, обусловлены рядом причин. В их числе следует, в частности, назвать стохастический ха-
рактер процессов зарождения, накопления и развития локальных повреждений в элементах и систе-
мах первого контура ЯЭУ, которые имеют характер физически нечетких диагностических объектов и
низкую эффективность применения для целей идентификации вышеуказанных случайных диагно-
стических объектов существующих технических средств АСУ ТП АЭС, КИП и А, а также монито-
ринга и диагностики оборудования РУ, которые основаны на использовании не только малоинформа-
тивных интегральных диагностических параметров (давления, температуры, скорости теплоносителя
и др.), но также и на практически безальтернативной реализации неадекватных вероятностной при-
роде реальных физических процессов детерминированных подходов к обработке оперативных дан-
ных.
Вполне очевидно, что комплекс сформулированных выше проблемных вопросов теплофизики
повреждений РУ объективно предопределяет и основные направления тех перспективных исследова-
ний аномальных ТГДП, которые требуют применения новейших современных технологий (измери-
тельных, информационных и др.). Эти работы подлежат неотложной реализации в ближайшие годы с
целью предотвращения опасности зарождения и возможного опасного развития в оборудовании РУ
возможных эпицентров тяжелых аварий.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Internal structures of the reactor in the Ardennes Nuclear Power Plant / R. Evenpoel, M. Fabris, G.-P. Samson et
al. // ACEC review. – 1969. – No. 2. – P. 3 - 13.
2. Stern T. Review of experience with light-water moderated power reactors // Nucl. Energy. – 1970. - Vol. 11. –
No. 2. - P. 35 - 42.
ПРОБЛЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 49
3. Abbot W. E. New design features for large BWR // Combustion. – 1970. - Vol. 41, No. 8. - P. 8 - 14.
4. Evolution of the modifications designed to supress the damaging vibration of the Hinkley Point «B», Hunterson
«B» gays / A. D. Bolton, B. N. Furber, M. Parkin et al. // Vibration in Nuclear Plant. Int. Conf. Keswick. – 1978.
- Vol. 2, S. 5. - P. 507 - 522.
5. Kiss Е., Schardt G. F., Wishnevski S. US DoE-GE-ANL flow-induced vibration technology program // Vibration
in Nuclear Plant. Int. Conf. Keswick. - 1978. - Vol. 1. - S. 4. - P. 419 - 434.
6. Исследование колебаний кассет АРК / В. В. Стекольников, В. П. Федоров, В. В. Ляшенко и др. // Динами-
ческие деформации в элементах энергетического оборудования. - М.: Наука, 1987. - С. 85 - 89.
7. Shin Y. S. Wambsganss M. W. Flow-induced vibration in LMFBR steam generators: a state-of-the-art review //
Nuclear Engineering and Design. - 1977. - Vol. 40. - P. 235 - 294.
8. Pettigrew M. G., Campagna А. О. Heat exchanger tube vibration: comparison between operating experiences,
vibration analysis // Practical Experience with Flow-Induced Vibrations, IAHR / IUTAM Symposium. - Karls-
ruhe, 1979. - P. 72 - 83.
9. Wambsganss M. W. Vibration of reactor core components // Reactor, Fuel Processing Technology. - 1967. - Vol.
10, No. 3. - P. 208 - 219.
10. Scaardal R. C. Operational problems, solutions // Power Reactor Technology. – 1965, Vol. 8, No. 4. - P. 271 -
278.
11. Paidoussis M. P. Flow-induced vibrations in nuclears, heat exchangersч Practical Experience with Flow-Induced
Vibrations. IAHR / IUTAM Symposium. Karlsruhe, 1979. - P. 1 - 81.
12. Вибронадежность элементов оборудования в энергомашиностроении / Н. А. Махутов, С. М. Каплунов,
Л. В. Прусс и др. // Машиноведение. – 1982. - № 2. - С. 68 - 77.
13. Теплофизика безопасности атомных электростанций: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский,
Н. М. Фиалко и др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2010. - 484 с.
14. 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.
15. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 2004.
16. Шараєвський І. Г. Розпізнавання передаварійних теплогідравлічних процесів у водоохолоджуваних ядер-
них енергетичних реакторах: автореф. дис … д-ра техн. наук. – К.: ІПБ АЕС НАН України, 2010. - 48 с.
17. Гуцев Д. Ф., Павелко В. И. Новые методы шумовой диагностики ВВЭР // Атомная энергия. – 1997. - Т. 82,
вып. 4. - С. 264 - 271.
18. Проскуряков K. H. Гидравлические и акустические характеристики элементов гидравлических систем. -
М.: Изд-во МЭИ, 1980.
19. Ornatsky A. P., Sharayevskiy I. G. Acoustic Phenomena Acompanying Boiling of Water in Annuli under Forced
Convection // Heat Transfer – Soviet Research. – 1977. – Vol. 9, № 3. - Р. 28 - 34.
20. Ornatsky A. P., Sharayevskiy I. G. Onset, Development of Thermoacoustic Oscillation in Forced-convection Boil-
ing of Water // Heat Transfer – Soviet Research. – 1980. – Vol. 12, № 1. - Р. 137 - 144.
21. Sharayevskiy I. G. A Methodology for discerning incipient boiling of the coolant in a water-moderated, water-
cooled (pressurized-water) nuclear reactor by means of the bayesian neutron-noise classifier // Proceedings of
ICONE-14: 14-th International Conference on Nuclear Engineering, Miami, Florida, USA, July 17 - 20, 2006,
ICONE 14-89630.
22. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for identification of the coolant thermal-
hydraulic regimes in the core of nuclear reactors // Proceedings of ICONE-10: 10-th International Conference on
Nuclear Engineering, Arlington, Virginia, USA, April 14 - 18, 2002, ICONE – 22386.
23. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов, Ю. Г. Драгунов, К. В.
Фролов и др. - М.: Наука, 2004.
24. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for local verification of flow regimes in
fuel assemblies chartes // Proceedings of ICONE-11: 11-th International Conference on Nuclear Engineering, To-
kyo, JAPAN, April 20 - 23, 2003, ICONE-36080.
25. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for recognition, verification of heat frans-
fer crisis in fuel assemblies // Proceedings of NURETH-10: 10th International Topical Meeting on Nuclear Reac-
tor Thermal Hydraulics, Seoul, KOREA, October 5 - 9, 2003, NURETH A00306.
26. Проскуряков K. H. Математические модели источников теплогидравлических возмущений в контурах
АЭС // Теплоэнергетика. - 1999. - № 6. - С. 6 - 11.
27. Теоретическое определение частот собственных колебаний теплоносителя в первом контуре АЭС / К. Н.
Проскуряков, С. П. Стоянов, Г. Нидцбалла, А. В. Грязев // Тр. МЭИ. – 1979. - Вып. 407. - С. 87 - 92.
28. Mullens L. A., Thie J. A. Understanding Pressure Dynamic Phenomena in PWRs for Surveillance, Diagnostic Ap-
plication // Proceedings of 5 th Power Plant Dynamics, Controls, Testing Symposium University of Tennesse. -
Knoxville, March 1983.
29. Por G., Izsak E., Valko S. Some Results of Noise Measurements in PWR NPP // Progress in Nuclear Energy. –
1985. - № 15. - P. 387.
Н. М. ФИАЛКО, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Л. Б. ЗИМИН И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 50
30. Nagy I., Katona T. Theoretical Investigation of the Low-Frequence Pressure Fluctuation in PWRs // Progress in
Nuclear Energy. - 1985. - № 15. - P. 651 - 659.
31. Проскуряков K. H., Устинов A. K. Создание научной базы акустической диагностики теплогидравличе-
ских процессов в оборудовании АЭС // Вестник МЭИ. – 1996. - № 3. - С. 51 - 61.
Н. М. Фіалко, І. Г. Шараєвський, Л. Б. Зімін1, С. В. Бабак2, Г. І. Шараєвський1
1 Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, корп. 106, Київ, 03028, Україна
2 ДП «Науково-технічний центр новітніх технологій» НАН України, пров. Машинобудівельний, 28,
Київ, 03067, Україна
ПРОБЛЕМИ ДІАГНОСТИКИ ВІБРОАКУСТИЧНОЇ БЕЗПЕКИ
РЕАКТОРІВ ВВЕР (Частина 2)
На прикладах різних нештатних ситуацій розглянуто вібраційну надійність водо-водяних енергетичних
реакторів. Показано недостатню ефективність застосування детермінованих підходів до діагностики поточного
технічного стану елементів та систем реакторів ВВЕР. Розглянуто принципи і перспективи створення систем
автоматичної комп’ютерної діагностики на основі аналізу спектральних характеристик сигналів штатних дат-
чиків параметрів вібраційних і теплогідравлічних процесів з метою раннього виявлення та запобігання розвитку
потенційно небезпечних станів.
Ключові слова: реактор ВВЕР, елементи конструкції, вібраційний стан, автоматична діагностика.
N. M. Fialko, I. G. Sharayevsky, L. B. Zimin1, S. V. Babak2, G. I. Sharayevsky1
1 Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine, Lysogirska str., 12, building 106,
Kyiv, 03028, Ukraine
2 Public enterprise «Scientific and Technical Center of the newest technologies» NAS of Ukraine,
row Мashinostroitelny, 28, Kyiv, 03067, Ukraine
PROBLEMS OF DIAGNOSTICAL ENSURING OF WATER-WATER ENERGETIC REACTORS’
VIBROACOUSTIC SAFETY (Part 2)
For examples of different contingencies considered reliable vibration of the water-water energetic reactors. It is
shown that the lack of deterministic approaches effectiveness to the diagnosis of the current technical condition of
VVER reactors elements and systems. The principles of and prospects for the creation of automatic computer diagnosis
on the basis of the analysis of the spectral characteristics of the signals of standard parameters of vibration and heat-
hydraulic processes sensors for early detection and prevention of potentially dangerous conditions.
Keywords: reactor VVER design elements, vibration condition, automatic diagnostics.
REFERENCES
1. Internal structures of the reactor in the Ardennes Nuclear Power Plant / R. Even-poel, M. Fabris, G.-P. Samson et
al. // ACEC review. – 1969. – No. 2. – P. 3 - 13.
2. Stern T. Review of experience with light-water moderated power reactors // Nucl. Energy. – 1970. - Vol. 11. –
No. 2. - P. 35 - 42.
3. Abbot W. E. New design features for large BWR // Combustion. – 1970. - Vol. 41. – No. 8. - P. 8 - 14.
4. Evolution of the modifications designed to supress the damaging vibration of the Hinkley Point «B»", Hunterson
«B» gays / A. D. Bolton, B. N. Furber, M. Parkin et al. // Vibration in Nuclear Plant. Int. Conf. Keswick. – 1978. -
Vol. 2. - S. 5. - P. 507 - 522.
5. Kiss Е., Schardt G. F., Wishnevski S. US DoE-GE-ANL flow-induced vibration technology program // Vibration
in Nuclear Plant. Int. Conf. Keswick. - 1978. - Vol. 1. - S. 4. - P. 419 - 434.
6. Research fluctuations of tapes АRK / V. V. Stekolnikov, V. P. Fedorov, V. V. Liashenko i dr. // Dynamycheskie
deformacii v elementakh energeticheskogo oborudovanija. - Мoskwa: Naukа, 1987. – P. 85 - 89. (Rus)
7. Shin Y. S. Wambsganss M. W. Flow-induced vibration in LMFBR steam generators: a state-of-the-art review //
Nuclear Engineering and Design. - 1977. - Vol. 40. - P. 235 - 294.
8. Pettigrew M. G., Campagna А. О. Heat exchanger tube vibration: comparison between operating experiences,
vibration analysis // Practical Experience with Flow-Induced Vibrations, IAHR / IUTAM Symposium. - Karls-
ruhe, 1979. - P. 72 - 83.
9. Wambsganss M. W. Vibration of reactor core components // Reactor, Fuel Processing Technology. - 1967. - Vol.
10, No. 3. - P. 208 - 219.
10. Scaardal R. C. Operational problems, solutions // Power Reactor Technology. – 1965, Vol. 8, No. 4. - P. 271 -
278.
11. Paidoussis M. P. Flow-induced vibrations in nuclears, heat exchangersч Practical Experience with Flow-Induced
Vibrations. IAHR / IUTAM Symposium. Karlsruhe, 1979. - P. 1 - 81.
ПРОБЛЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ВИБРОАКУСТИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2016 ВИП. 26 51
12. Vibration Reliability of equipment components in power engineering / N. А. Маkhutov, S. М. Каplunov, L. V.
Pruss et al. // Маshinovedenie. – 1982, № 2. - P. 68 - 77. (Rus)
13. Тhermophysics of nuclear power plants safety: monografija / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevskij, N. М. Fialko
et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti АES NAN Ukrainy, 2010. - 484 p. (Rus)
14. Тhermophysics of nuclear reactors breakdowns: monografija / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevskij, N. М. Fialko
et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti АES NAN Ukrainy, 2012. - 528 p. (Rus)
15. Аrkadov G. V., Pavelko V. I., Usanov А. I. Vibronoise diagnostics of VVER. - Мoskwa: Energoatomizdat, 2004.
(Rus)
16. Sharaevsky І. G. Recognition of the pre-demand heat-hydraulic processes in water-cooled nuclear power reactors:
author's abstract of dissertation… doctor of science. – Kyiv: ІPB АЕS NАN Ukrainy, 2010. - 48 p. (Ukr)
17. Gucev D. F., Pavelko V. I. New methods for noise diagnostics VVER // Аtomnaja energija. – 1997. - Vol. 82, is-
sue 4. - P. 264 - 271. (Rus)
18. Proskouriakov K. N. Hydraulic and acoustic characteristics of the elements of hydraulic systems. - Мoskwa: Izd-
vo МEI, 1980. (Rus)
19. Ornatsky A. P., Sharayevskiy I. G. Acoustic Phenomena Acompanying Boiling of Water in Annuli under Forced
Convection // Heat Transfer – Soviet Research. – 1977. – Vol. 9, № 3. - Р. 28 - 34.
20. Ornatsky A. P., Sharayevskiy I. G. Onset, Development of Thermoacoustic Oscillation in Forced-convection Boil-
ing of Water // Heat Transfer – Soviet Research. – 1980. – vol. 12, № 1. - Р. 137 - 144.
21. Sharayevskiy I. G. A Methodology for discerning incipient boiling of the coolant in a water-moderated, water-
cooled (pressurized-water) nuclear reactor by means of the bayesian neutron-noise classifier // Proceedings of
ICONE-14: 14-th International Conference on Nuclear Engineering, Miami, Florida, USA, July 17 - 20, 2006,
ICONE 14-89630.
22. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for identification of the coolant thermal-
hydraulic regimes in the core of nuclear reactors // Proceedings of ICONE-10: 10-th International Conference on
Nuclear Engineering, Arlington, Virginia, USA, April 14 - 18, 2002, ICONE – 22386.
23. Dynamics and strength of VVER / N. А. Маkhutov, Yu. G. Dragunov, K. V. Frolov еt al. - Мoskwa: Nauka,
2004. (Rus)
24. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for local verification of flow regimes in
fuel assemblies chartes // Proceedings of ICONE-11: 11-th International Conference on Nuclear Engineering, To-
kyo, JAPAN, April 20 - 23, 2003, ICONE-36080.
25. Sharayevskiy I. G., Domashev E. D., Archipov A. P. et al. Methodology for recognition, verification of heat frans-
fer crisis in fuel assemblies // Proceedings of NURETH-10: 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor
Thermal Hydraulics, Seoul, KOREA, October 5 - 9, 2003, NURETH A00306.
26. Proskouriakov K. N. Mathematical models of the thermogydravlyc disturbance sources in the circuits of NPP //
Teploenergetika. - 1999. - № 6. - P. 6 - 11. (Rus)
27. The theoretical definition of natural frequencies of the coolant in the NPP primary circuit / K. N. Proskouriakov,
S. P. Stojanov, G. Nidcballa, А. V. Griazev // Proc. МEI. – 1979. - Issue 407. - P. 87 - 92. (Rus)
28. Mullens L. A., Thie J. A. Understanding Pressure Dynamic Phenomena in PWRs for Surveillance, Diagnostic Ap-
plication // Proceedings of 5 th Power Plant Dynamics, Controls, Testing Symposium University of Tennesse. -
Knoxville, March 1983.
29. Por G., Izsak E., Valko S. Some Results of Noise Measurements in PWR NPP // Progress in Nuclear Energy. –
1985. - № 15. - P. 387.
30. Nagy I., Katona T. Theoretical Investigation of the Low-Frequence Pressure Fluctuation in PWRs // Progress in
Nuclear Energy. - 1985. - № 15. - P. 651 - 659.
31. Proskouriakov K. N., Ustinov A. K. Creating the scientific basis of acoustic diagnostics of thermal-hydraulic pro-
cesses in NPP Equipment // Vеstnik МEI. – 1996. - № 3. - P. 51 - 61. (Rus)
Надійшла 26.10.2015
Received 26.10.2015
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-127765 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-01T08:13:02Z |
| publishDate | 2016 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Фиалко, Н.М. Шараевский, И.Г. Зимин, Л.Б. Бабак, С.В. Шараевский, Г.И. 2017-12-27T16:59:11Z 2017-12-27T16:59:11Z 2016 Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) / Н.М. Фиалко, И.Г. Шараевский, Л.Б. Зимин, С.В. Бабак, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2016. — Вип. 26. — С. 44-51. — Бібліогр.: 31 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127765 621.039.548:536 На примерах различных нештатных ситуаций рассмотрена вибрационная надежность водо-водяных энергетических реакторов. Показана недостаточная эффективность применения детерминированных подходов к диагностике текущего технического состояния элементов и систем реакторов ВВЭР. Рассмотрены принципы и перспективы создания систем автоматической компьютерной диагностики на основе анализа спектральных характеристик сигналов штатных датчиков параметров вибрационных и теплогидравлических процессов с целью раннего выявления и предотвращения развития потенциально опасных состояний. На прикладах різних нештатних ситуацій розглянуто вібраційну надійність водо-водяних енергетичних реакторів. Показано недостатню ефективність застосування детермінованих підходів до діагностики поточного технічного стану елементів та систем реакторів ВВЕР. Розглянуто принципи і перспективи створення систем автоматичної комп’ютерної діагностики на основі аналізу спектральних характеристик сигналів штатних датчиків параметрів вібраційних і теплогідравлічних процесів з метою раннього виявлення та запобігання розвитку потенційно небезпечних станів. For examples of different contingencies considered reliable vibration of the water-water energetic reactors. It is shown that the lack of deterministic approaches effectiveness to the diagnosis of the current technical condition of VVER reactors elements and systems. The principles of and prospects for the creation of automatic computer diagnosis on the basis of the analysis of the spectral characteristics of the signals of standard parameters of vibration and heathydraulic processes sensors for early detection and prevention of potentially dangerous conditions. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) Проблеми діагностики віброакустичної безпеки реакторів ВВЕР (Частина 2) Problems of diagnostical ensuring of water-water energetic reactors’ vibroacoustic safety (Рart 2) Article published earlier |
| spellingShingle | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) Фиалко, Н.М. Шараевский, И.Г. Зимин, Л.Б. Бабак, С.В. Шараевский, Г.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) |
| title_alt | Проблеми діагностики віброакустичної безпеки реакторів ВВЕР (Частина 2) Problems of diagnostical ensuring of water-water energetic reactors’ vibroacoustic safety (Рart 2) |
| title_full | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) |
| title_fullStr | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) |
| title_full_unstemmed | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) |
| title_short | Проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ВВЭР (Часть 2) |
| title_sort | проблемы диагностики виброакустической безопасности реакторов ввэр (часть 2) |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127765 |
| work_keys_str_mv | AT fialkonm problemydiagnostikivibroakustičeskoibezopasnostireaktorovvvérčastʹ2 AT šaraevskiiig problemydiagnostikivibroakustičeskoibezopasnostireaktorovvvérčastʹ2 AT ziminlb problemydiagnostikivibroakustičeskoibezopasnostireaktorovvvérčastʹ2 AT babaksv problemydiagnostikivibroakustičeskoibezopasnostireaktorovvvérčastʹ2 AT šaraevskiigi problemydiagnostikivibroakustičeskoibezopasnostireaktorovvvérčastʹ2 AT fialkonm problemidíagnostikivíbroakustičnoíbezpekireaktorívvverčastina2 AT šaraevskiiig problemidíagnostikivíbroakustičnoíbezpekireaktorívvverčastina2 AT ziminlb problemidíagnostikivíbroakustičnoíbezpekireaktorívvverčastina2 AT babaksv problemidíagnostikivíbroakustičnoíbezpekireaktorívvverčastina2 AT šaraevskiigi problemidíagnostikivíbroakustičnoíbezpekireaktorívvverčastina2 AT fialkonm problemsofdiagnosticalensuringofwaterwaterenergeticreactorsvibroacousticsafetyrart2 AT šaraevskiiig problemsofdiagnosticalensuringofwaterwaterenergeticreactorsvibroacousticsafetyrart2 AT ziminlb problemsofdiagnosticalensuringofwaterwaterenergeticreactorsvibroacousticsafetyrart2 AT babaksv problemsofdiagnosticalensuringofwaterwaterenergeticreactorsvibroacousticsafetyrart2 AT šaraevskiigi problemsofdiagnosticalensuringofwaterwaterenergeticreactorsvibroacousticsafetyrart2 |