Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР

Диссертация: Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Государственная политика в области атомной энергетики определена «Энергетической стратегией России до 2020 года» и разработанной на ее основе «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». В связи с планируемым существенным увеличением количества вводимых АЭС одним из главных вопросов становится обеспечение безопасности. Решение данной проблемы во многом определяется… Читать ещё >

Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ПЕРЕЧЕНЬ ОСНОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ
  • 1. МЕТОДЫ РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ РУ ДЛЯ АЭС С ВВЭР
    • 1. 1. Место и роль прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС
    • 1. 2. Нормативное обоснование прочности и экспериментальные исследования
    • 1. 3. Обзор задач, критериев, подходов и методов
    • 1. 4. Актуальные проблемы расчетного обоснования прочности
    • 1. 5. Программное обеспечение
  • 2. ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ
    • 2. 1. Применение расчетных методов для анализа и преодоления проблем, возникающих при эксплуатации РУ
    • 2. 2. Учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора
    • 2. 3. Исследования формоизменения ТВС
    • 2. 4. Обоснование вибропрочности
  • 3. ДИНАМИКА КОНСТРУКЦИЙ, ВЗАИМОДЕЙСТВУЮЩИХ С ЖИДКОСТЬЮ
    • 3. 1. Динамические эксплуатационные и аварийные процессы и нагрузки
    • 3. 2. Динамические характеристики теплоносителя в системе охлаждения реактора
    • 3. 3. Задача о колебаниях упругой конструкции, взаимодействующей с жидкостью
    • 3. 4. Прикладные методики и программы. Примеры
  • приложений к оборудованию РУ
    • 3. 5. Трехмерные динамические модели ВКУ ВВЭР
    • 3. 6. Движение аварийных трубопроводов
  • 4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ СТОЙКОСТИ РУ К ВНЕШНИМ ДИНАМИЧЕСКИМ ВОЗДЕЙСТВИЯМ
    • 4. 1. Принципы обеспечения сейсмозащиты и основные решения
    • 4. 2. Характеристики исходных воздействий
    • 4. 3. Методы расчета и программное обеспечение
    • 4. 4. Расчет сейсмических нагрузок и обоснование прочности
    • 4. 5. Примеры
  • приложений к РУ
    • 4. 6. Расчетно-экспериментальные исследования

Во всех областях техники, где приходится иметь дело с конструированием, изготовлением, монтажом и пуско-наладкой, эксплуатацией и снятием с эксплуатации принципиально новых, очень сложных, потенциально опасных и уникальных объектов, всегда имеется некоторая вероятность возникновения на различных этапах их жизненного цикла всевозможных особенностей, проблем, нештатных ситуаций, повреждений и аварий. К таким областям техники относится и атомная энергетика.

Государственная политика в области атомной энергетики определена «Энергетической стратегией России до 2020 года» и разработанной на ее основе «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». В связи с планируемым существенным увеличением количества вводимых АЭС одним из главных вопросов становится обеспечение безопасности. Решение данной проблемы во многом определяется конструкцией и прочностью РУ, содержащей три последовательных физических барьера на пути распространения радиоактивных веществ и излучений, а также основные системы безопасности. Прочность — одно из главных свойств любой конструкции, обеспечивающее ее нормальное функционирование и безопасность путем сохранения целостности, устойчивости и формы.

Традиционно высока роль обеспечения прочности для объектов техники, характеризующихся малым временем жизни, строго детерминированными высокоинтенсивными нагрузками, массовостью и относительно малой стоимостью. При обосновании прочности таких объектов характерно преимущественное использование экспериментальных исследований на натурных образцах, а также стремление минимизировать коэффициенты запаса по различным критериям, часто с доведением их значений практически до единицы. В некоторых случаях предполагается возможность полного исчерпания несущей способности.

На другом полюсе, куда можно отнести и РУ для АЭС с ВВЭР, находятся объекты, срок службы которых сопоставим с длительностью человеческой жизни или превышает ее. Для таких объектов характерны: уникальность конструкциибольшие размерывысокий энергетический потенциал, заключенный в рабочих средах и элементах конструкциисущественная угроза населению и окружающей среде в случае разрушениязначительная доля времени работы в стационарном состоянии от общего срока службы. Объекты данного типа наряду с экспериментальным моделированием на стадии проектирования подвергаются тщательному теоретическому анализу по различным критериям прочности. При этом используются: консервативные подходы к решению возникающих проблем, эволюционный характер развития и референтность конструкции по отношению к прототипу, значительные запасы прочности, апробированные и верифицированные расчетные методы и программные средства. Особую роль при конструировании и обосновании таких объектов играют нормативные документы, регламентирующие как саму деятельность в области атомной энергетики, так и все основные направления конкретных работ по созданию РУ. В первую очередь это относится к расчетному обоснованию прочности РУ.

Благодаря наличию нормативных основ конструирования и расчетов на прочность решается одна из главных задач — преемственность опыта предшествующих поколений по обеспечению прочности, надежности и безопасности как действующих РУ, созданных ранее, так и находящихся в настоящее время в стадиях разработки или строительства.

Обеспечение прочности оборудования и трубопроводов РУ АЭС с ВВЭР является одной из главных задач при проектировании. От глубины и качества решения этой задачи напрямую зависят безопасность и надежность эксплуатации будущей АЭС. Проблеме обоснования прочности в составе проекта уделяется большое внимание. В соответствии с современными требованиями, предъявляемыми к обоснованию прочности РУ [1 — 4], выполняется расчетное обоснование. Полная номенклатура расчетов прочности, в зависимости от конфигурации и количества систем в составе РУ, насчитывает порядка 200 наименований. Наряду с расчетами выполняется значительный объем экспериментальных работ по исследованию на-груженности, НДС и обоснованию прочности РУ.

Актуальность работы. Диссертационная работа посвящена важной и актуальной проблеме — разработке и внедрению методов расчетного обоснования прочности, исследованию конструкций РУ ВВЭР в условиях действия эксплуатационных и аварийных динамических нагрузок, а также нагрузок сейсмического типа, возникающих при землетрясениях, возможных ВУВ и УС по защитной оболочке АЭС, т. е. обеспечению прочности оборудования и трубопроводов РУ для АЭС с ВВЭР. Соответственно определяется и объект исследований — системы, оборудование и трубопроводы, входящие в состав РУ.

Цель диссертационной работы. Целью диссертационной работы является решение ряда возникших из практической необходимости актуальных и сложных проблем расчетного обоснования прочности, выходящих за нормативные рамки и потребовавших разработки и внедрения в инженерную практику специальных подходов, методов и программных средств, а также исследование созданной системы обоснования прочности РУ ВВЭР, демонстрация достигнутого уровня, поиск направлений дальнейшего ее совершенствования.

В силу специализации автора главное внимание в работе уделяется расчетному обоснованию прочности. Экспериментальные обоснования и расчетно-экспериментальные исследования привлекаются лишь когда это необходимо для освещения основных рассматриваемых вопросов. При этом используются описания и данные тех экспериментальных работ, где автор непосредственно участвовал в постановке эксперимента, анализе и интерпретации результатов.

Научная новизна работы.

1. Проанализированы место и роль прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС. Раскрыта суть комплексного подхода при обосновании прочности, являющегося основой сложившейся системы и выражающегося в выполнении анализов прочности на многокритериальной основе, отражающей требования норм и правил, с применением расчетных и экспериментальных методов, современных аттестованных в надзорном органе программ.

2. Исследованы современное состояние расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР, выполняемого в соответствии с действующими нормативными документами, и роль расчетных методов в анализе и преодолении проблем, возникающих при эксплуатации РУ.

3. Разработаны и внедрены методики, необходимое программное обеспечение, критерии приемлемости результатов для ряда задач, решение которых выходит за рамки нормативных требований.

4. Исследованы динамические нагрузки, действующие на элементы РУ при НЭ, при возможном возникновении нарушений и аварий, а также при экстремальных внешних динамических воздействиях на АЭС (землетрясение, УС, ВУВ).

5. Разработаны, реализованы в виде программных средств и применены для обоснования проектов действующих, строящихся и проектируемых РУ ВВЭР методы расчетов: динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реакторадинамических характеристик элементов конструкций в виде балок, пластин и оболочек, взаимодействующих с жидкостьюдинамического отклика РУ на воздействия аварийных нагрузок, а также нагрузок сейсмического типадвижения трубопроводов, обусловленного гидродинамическими усилиями высокой интенсивности при их постулированных разрывах.

6. Выполнен ряд расчетно-экспериментальных исследований, позволивших: обосновывать вибропрочность РУ для числа циклов изменения вибронапряжений на несколько порядков превышающих базовое число циклов при стандартных испытаниях материалов на выносливостьобосновывать сейсмостойкость приводов СУЗ ВВЭР-1000- верифицировать разработанные программные средства и расчетные модели для выполнения динамических расчетов оборудования РУ.

Практическая ценность. Исследования показали, что в результате нескольких десятилетий практической деятельности по разработке и внедрению в атомную энергетику РУ ВВЭР в ОКБ «Гидропресс» сформировалась система комплексного обоснования прочности, доказавшая свою эффективность многолетней безопасной работой большого числа блоков АЭС с ВВЭР как в нашей стране, так и за рубежом. Поскольку именно сегодняшнее поколение специалистов своей работой закладывает безопасность будущих объектов атомной энергетики, то эта система будет и в дальнейшем определять высокое качество выполнения работ, обеспечивать преемственность опыта по обеспечению прочности, надежности и безопасности как действующих РУ, так и находящихся в стадиях разработки или строительства, т. е. в сфере ответственности современного поколения конструкторов и расчетчиков.

Полученные в работе результаты в виде разработанных методик, верифицированных и аттестованных в надзорном органе программ уже использовались и могут продолжать использоваться для выполнения в составе проектов расчетов, обосновывающих прочность, сейсмостойкость, надежность и безопасность РУ ВВЭР, а также при возникновении необходимости выполнения подобных расчетов на всех других этапах жизненного цикла АЭС.

Результаты исследований и решения проблем расчетного обоснования, .изложенные в диссертации, могут применяться при совешенствовании действующих и разработке новых норм и правил для объектов использования атомной энергии.

Основные положения, выносимые на защиту. Автором диссертации представлены подходы к обоснованию прочности РУ для АЭС с ВВЭР с исследованием сложившейся на сегодня практики выполнения соответствующих работ. Изложены методы анализа и обоснования стойкости оборудования и трубопроводов к динамическим воздействиям различного типа, разработанные вычислительные коды. Приведены решения задач, связанных с необходимостью учета многофакторного влияния облучения на ВКУ реактора, а также влияния конструктивных особенностей и эксплуатационных факторов на необратимое деформирование TBC активной зоны ВВЭР-1000. На защиту выносятся следующие положения:

— система комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР с анализом сложившейся практики и опыта использования;

— подходы, методы, критерии и результаты исследований по таким проблемам расчетного обоснования как учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора и формоизменение TBC активной зоны;

— метод обоснования вибропрочности оборудования РУ и результаты его применения;

— результаты анализа динамических эксплуатационных и аварийных нагрузок на РУ, а также нагрузок сейсмического типа от внешних динамических воздействий на АЭС;

— методика и результаты расчетного анализа динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактораметоды, программное обеспечение и результаты расчетов динамических характеристик и отклика ВКУ реактора, взаимодействующих с жидкостью, на действие аварийных нагрузок;

— методика расчета движения трубопроводов под действием гидродинамических сил, возникающих при их постулированных разрывахрезультаты расчетно-окспериментальных исследований (программно-методические разработки, верификация, моделирование, экспериментальное обоснование натурных изделий), позволившие обосновать и обеспечить надлежащую сейсмозащиту РУ ВВЭР.

Достоверность и обоснованность полученных результатов. При разработке расчетных методик и моделей, вычислительных программ, физических моделей использовались основополагающие гипотезы и методы теоретической механики, механики деформируемого твердого тела, гидромеханики, теории колебаний, широко известные численные методы. Верификация программ и расчетных моделей выполнялась путем сопоставления с результатами, полученными по другим вычислительным программам, а также сравнением результатов расчета с экспериментальными данными. Достоверность разработанных методик и программ подтверждена также процедурой аттестации в надзорном органе.

Личный вклад автора. Автором в результате более чем 35-летней работы в специализированном подразделении, выполняющим расчетное обоснование прочности в составе проектов РУ, внесен существенный вклад в становление и развитие системы комплексного обоснования прочности РУ ВВЭР. В особенности это относится к таким аспектам обоснования прочности как динамика конструкций, взаимодействующих с жидкостью, расчеты на сейсмические воздействия, обоснование вибропрочности, решение ряда других возникавших актуальных проблем расчетного обоснования, выходящих за рамки нормативных требований и являющихся, по существу, научными исследованиями. Автор диссертации лично разрабатывал и принимал участие в постановке научных задач по рассматриваемым проблемам, включая постановку экспериментальных и расчетно-экспериментальных исследований на стендах и непосредственно на АЭС, в разработке расчетных методик и программного обеспечения, руководил выполнением работ.

Реализация результатов. Главной особенностью диссертационной работы является то, что она выполнена по уже внедренным в практику обоснования прочности входящих в состав РУ систем, оборудования и трубопроводов результатам в виде методик, программных средств, расчетных моделей, критериев и рекомендаций [5 — 7]. Сформировавшаяся система комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР и накопленный опыт ее применения позволяет сегодня успешно разрабатывать новые проекты, для которых характерны более высокие мощности, увеличенные сроки службы и повышенная безопасность.

Апробация работы. Сами разработки и результаты их использования многократно апробированы экспертизами большого числа проектов РУ ВВЭР на предприятиях отрасли и в надзорном органе, обсуждениями на различных конференциях и семинарах, публикациями, защитой проектов перед зарубежными заказчиками. Результаты работы докладывались и обсуждались на:

1-й Всесоюзной конференции: «Опыт проектирования и эксплуатации АЭС», Кольская АЭС, Полярные Зори, 1974 г.- советско-канадском семинаре: «Исследование вибраций узлов ядерных энергетических установок (устройства внутри реактора и парогенератора)», Москва 9—12 сентября 1975 г., ИАЭ им. И.В.Курчатовафранко-советском семинаре: «Безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР», Париж, 10−17 января 1979 г.- японо-советском семинаре: «Расчетное и экспериментальное исследование сейсмостойкости, вибростойкости и безопасности реакторных установок», Токио, сентябрь, 1980 г.- советско-индийском семинаре: «Расчетное и экспериментальное проектирование сейсмостойкого оборудования реакторной установкинормативные требования при проектировании АЭС», Москва, 16−23 ноября 1981 г.- совещании МАГАТЭ: «Учет землетрясений и сейсмостойкости в проектировании АЭС», Москва, 24 — 28 марта 1986 г.- координационном совещании: «Проблемы прочности и сейсмостойкости энергетического оборудования», г. Фрунзе, 1−7 сентября 1989 г.- японо-советском семинаре: «Опыт проектирования реакторных установок типа ВВЭР, включая вопросы обоснования сейсмостойкости», Токио, 25.01 — 01.02.1990 г.;

5-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, г. Димитров-град, 8 — 12 сентября 1997 г.;

1-й Российской конференции: «Методы и программное обеспечение расчетов на прочность», г. Туапсе, 9−14 октября 2000 г.- совместном заседании концерна «Росэнергоатом» и секции № 4 НТС № 1 Минатома России, март, 2001 г.;

7-й Международной конференции: «Материаловедческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Санкт-Петербург, 17 — 21 июня.

2002 г.;

— 17-й Международной конференции: «Строительная механика в реакторной технологии (Б^ШТ)», Прага, 17−22 августа 2003 г.;

— Международной конференции: «Проблемы надежности машин и конструкций», Минск, 24 — 26 сентября 2003 г.;

— 5-й Международной конференции: «Проблемы колебаний (1СОУР)», Москва, ИМАШ РАН, 8−10 октября 2003 г.;

6-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам, г. Подольск Московской обл., 22 — 24 марта 2004 г.- семинаре по проблеме вероятностно-прочностных анализов оборудования, трубопроводов и сооружений АЭС, Москва, Атомэнергопроект, 30.11 — 01.12.2004 г.;

2-й, 3-й, и 4-й Международных конференциях: «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск Московской обл., 2001, 2003, и 2005 гг.;

Публикации. По теме диссертации опубликовано 63 работы, в том числе в соавторстве 4 книги и один патент на изобретение.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованной литературы из 202 наименований, изложена на 288 страницах машинописного текста, включающего 109 рисунков и 22 таблицы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. Решена важная и актуальная научно-техническая проблема — разработаны, внедрены и успешно применяются методы расчетного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР. Комплекс программных средств, основанный на них, обеспечивает качество и глубину обоснования на современном уровне. Эффективность системы используемых методик, программных средств и нормативных документов доказана многолетней безопасной работой большого числа энергоблоков АЭС с ВВЭР как в нашей стране, так и за рубежом.

2. Исследованы роль и место прочности РУ в системе обеспечения безопасности как гаранта целостности третьего физического барьера глубоко эшелонированной защиты на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и отсутствия неприемлемых исходных событий потенциально возможных аварий в течение всего жизненного цикла АЭС. Накопленный к настоящему времени опыт проектирования и эксплуатации подтвердил приемлемость запасов прочности, предписываемых действующими нормами расчета на прочность.

3. Представлено исследование современного состояния расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР, выполняемого в соответствии с действующими нормативными документами. Проанализированы программные средства собственной разработки и приобретенные у других разработчиков, применяемые для выполнения всех видов расчетов на прочность. Показана их достаточность и приведены сведения об их верификации и аттестации в надзорном органе. Приведены примеры расчетных моделей и результаты расчетов типовых узлов оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР, полученные с использованием внедренного комплекса программных средств.

4. На конкретных примерах показано, что расчетное обоснование прочности играет важную роль в сопровождении эксплуатации РУ ВВЭР, а возникающие проблемы при эксплуатации, в свою очередь, оказывают существенное влияние на развитие расчетных подходов, методов, программного обеспечения, а также определяют становление и развитие норм и правил, регулирующих вопросы прочности, ресурса, надежности и безопасности.

5. Для выявления и использования резерва несущей способности по критерию усталости предложено при выполнении оценки возможности продления срока службы РУ исходить из значений фактически накопленной повреждаемости к концу проектного срока службы, вычисляемой с использованием нормативных коэффициентов запаса по амплитуде напряжений и числу циклов, которые применяются при экспериментальном обосновании циклической прочности.

6. Сформулирован перечень основных актуальных проблем расчетного обоснования прочности оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР, требующих для своего решения при проектировании совершенствования нормативно-методической базы. Рассмотрен ряд актуальных задач расчетного обоснования прочности, решение которых выходит за рамки нормативных требований и в решении которых автор принимал непосредственное участие:

— учет влияния облучения в расчетах на прочность ВКУ реактора;

— анализ формоизменения TBC ВВЭР-1000 при эксплуатации;

— обоснование вибропрочности РУ;

— ВАР и расчеты надежности оборудования и трубопроводов;

— анализ движения трубопроводов вследствие их аварийных разрывов.

В результате проделанной работы были разработаны и внедрены методики, необходимое программное обеспечение, критерии приемлемости результатов, на основе которых выполнены расчетные обоснования для конкретных конструкций, вошедшие в состав проектов. Внедренные разработки могут использоваться при обосновании новых проектов РУ ВВЭР, а также при совершенствовании действующих и разработке новых нормативных документов.

Выявлена необходимость разработки норм расчета на прочность: ВКУ реактораопорных конструкций оборудования и трубопроводов, включая аварийные опорытранспортно-технологического оборудованияоборудования и трубопроводов, находящихся в эксплуатации.

7. Показана необходимость специальных исследований материалов ВКУ реактора с реальным структурным состоянием в условиях реакторного облучения для установления: доз-но-температурных зависимостей распухания в нейтронном потоке с характерными для ВВЭР плотностью потока и спектром нейтроноввлияния сжимающих напряжений на скорость радиационного распуханияскоростей радиационной ползучести в реальных условиях облученияхарактеристик циклической прочности облученных материалов.

8. Разработанная и внедренная стратегия расчетно-экспериментальных исследований вибраций и обоснования вибропрочности, основанная на моделировании отдельных узлов, единиц оборудования и РУ в целом с последующими исследованиями на натурном объекте при его пуско-наладке и эксплуатационном диагностическим контролем вибраций и шумов, позволяет обеспечить надежное прогнозирование вибропрочности на длительные сроки службы. Состоятельность и эффективность предложенного подхода подтверждены многолетним опытом эксплуатации РУ при уровнях пульсаций давления и вибраций, находящихся в пределах установленных критериев.

9. Выполненный анализ динамических нагрузок на оборудование и трубопроводы РУ ВВЭР показал, что они присущи всем категориям эксплуатационных условий. Диапазон по интенсивности простирается от весьма малых значений амплитуд пульсаций давления (единицы — десятки килопаскалей) при возбуждении вибраций потоком теплоносителя до весьма высоких амплитуд импульсных усилий (более 10 МН) при авариях с разрывами трубопроводов и при сейсмических воздействиях. Время действия варьируется от миллисекунд до десятков секунд и до постоянного действия при вибрациях. Напряжения, обусловленные действием динамических нагрузок, часто являются определяющими при обосновании прочности и оценке безопасности.

10. Разработаны и использованы методика и программа расчета акустических характеристик ГЦК РУ — собственных акустических частот колебаний теплоносителя и соответствующих форм распределения стоячих волн давления и скорости по тракту циркуляции.

11. На основе общей постановки задачи о колебаниях упругой-конструкции, взаимодействующей с жидкостью, разработан ряд инженерных расчетных методик и программ, позволяющих исследовать собственные и вынужденные колебания таких динамических систем. Решены практически значимые задачи по определению динамических характеристик ВКУ ВВЭР, представляемых в виде балок, пластин или оболочек, с учетом взаимодействия с жидкостью. На базе этих же расчетных моделей исследовано поведение соответствующего оборудования под действием динамических аварийных нагрузок, возникающих при мгновенном поперечном разрыве ГЦТ.

Разработаны и верифицированы трехмерные динамические модели ВКУ ВВЭР, предназначенные для выполнения расчетов по современному программному комплексу АКБУБ. Выполненный расчетный анализ подтвердил адекватность ранее разработанных и использовавшихся моделей и методик. Получено хорошее соответствие расчетных значений с имеющимися экспериментальными данными. Разработанные модели могут быть использованы для различных типов динамического анализа, в том числе нелинейного.

12. Для выполнения расчетов РУ на сейсмические воздействия, УС, воздействие ВУВ, на действие динамических усилий, изменяющихся во времени произвольным образом, разработан, верифицирован, внедрен и аттестован в надзорном органе программный комплекс КАДР — 97, являющийся продуктом эволюционного развития, обусловленного прогрессом в вычислительной технике и в работах по обоснованию сейсмостойкости РУ ВВЭР. Данный программный комплекс также содержит необходимые сервисные возможности и полностью удовлетворяет практическим потребностям расчетчиков, соответствует действующим нормативным требованиям, а по заложенным в его основу методам и алгоритмам находится на современном международном уровне.

13. Разработана и внедрена система сейсмозащиты оборудования и трубопроводов РУ, включающая опоры стационарного типа и специальные ГА и обеспечивающая нахождение нормируемых параметров (напряжения, ускорения, перемещения, усилия) в допустимых пределах до МРЗ включительно. Типовое расположение опорных устройств и мощность ГА обеспечивают сейсмостойкость РУ при небольшой и средней интенсивностях землетрясения. При сейсмических воздействиях интенсивностью 8 и более баллов по шкале МБК — 64 требуется индивидуальное рассмотрение вопросов обеспечения сейсмостойкости РУ каждого энергоблока АЭС.

14. Накопленный опыт обоснования сейсмостойкости РУ позволяет подтвердить справедливость сформулированных в различных нормативных и руководящих документах, а также в публикациях основных рекомендаций по антисейсмическому проектированию РУ. Наряду с этим выявлены характерные для этапов разработки расчетных моделей оборудования и трубопроводов недостатки, требующие для своего устранения дальнейшего усовершенствования методик, программных средств и нормативных документов.

15. В связи с перспективой существенного увеличения строительства АЭС с ВВЭР выявлена необходимость постановки и выполнения в будущем комплексных экспериментальных исследований сейсмостойкости РУ ВВЭР, а также других важных для безопасности конструкций и систем на одном из вновь вводимых блоков АЭС при возбуждении колебаний всего здания АЭС одним из приемлемых способов.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01−011−97). -М.: Энергоатомиздат, 1997.-41 с.
  2. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7−008−89) 2-е изд., испр. и доп. /Госатомэнергонадзор СССР. -М.: Энергоатомиздат, 1990. 168 с.
  3. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7−002−86) /Госатомэнергонадзор СССР. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 525 с.
  4. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций. НП-031−01. — М.: 2001 //Вестник Госатомнадзора России, 2001, № 6, с. 7 31.
  5. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР /Н.В.Шарый, В. П. Семишкин, В. А. Пиминов, Ю. Г. Драгунов М.: ИздАТ, 2004. -496 с.
  6. Несущая способность парогенераторов водо-водяных реакторов /Н.А.Махутов, Ю. Г. Драгунов, К. В. Фролов и др. М.: Наука, 2003. — 440 с.
  7. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов /Н.А.Махутов, Ю. Г. Драгунов, К. В. Фролов и др. М.: Наука, 2004. — 440 с.
  8. В.П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. -М.: ИздАТ, 2002.-480 с.
  9. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности /Г.Г.Бессалов, В. П. Денисов, Н. Ф. Мельников, Ю. Г. Драгунов М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 208 с.
  10. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций /В.К.Резепов, В. П. Денисов, Н. А. Кирилюк, и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 333 с.
  11. Парогенераторы реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций /Б.И.Лукасевич, Н. Б. Трунов, Ю. Г. Драгунов, С. Е. Давиденко — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.-391 с.
  12. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций /В.Д.Шмелев, Ю. Г. Драгунов, В. П. Денисов, И. Н. Васильченко М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 220 с.
  13. Приводы СУЗ реакторов ВВЭР для атомных электростанций /В.П.Никитюк, А. Г. Казахметов, А. С. Ваулин и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 325 с.
  14. Уплотнительные устройства разъемных соединений оборудования реакторных установок ВВЭР /В.Г.Русьянов, В. П. Денисов, Ю. Г. Драгунов и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. -134 с.
  15. В.П., Драгунов Ю. Г. История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. — М.: ИздАТ, 2004. -368 с.
  16. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г-1−024−90) /Госатомэнергонадзор СССР. М.: 1990. — 60 с.
  17. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения (ПНАЭ Г-7−009−89). Сварные соединения и наплавки. Правила контроля (ПНАЭ Г-010−89) /Госатомэнергонадзор СССР. М.: Энергоатомиздат, 1991. -320 с.
  18. Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии, НП-024−2000. Москва, 2000 //Вестник Госатомнадзора России, 2001, № 2, с. 11−16.
  19. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. — 408 с.
  20. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. -104 с.
  21. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций (ПНАЭ Г-5−006−87) /Госатомэнергонадзор СССР. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 22 с.
  22. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов /Махутов H.A., Стекольников В. В., Фролов К. В. и др. М.: Наука, 1987. — 231 с.
  23. Н.П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. Изд. 2, доп. и перераб. -М.: Атомиздат, 1972. 550 с.
  24. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР /Б.Н.Дранченко, Ю. Г. Драгунов, Б. Б. Портнов, А. В. Селезнев М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 640 с.
  25. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах /H.A.Махутов, К. В. Фролов, В. В. Стекольников и др. М.: Наука, 1990. -296 с.
  26. Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов
  27. Н.А.Махутов, К. В. Фролов, Ю. Г. Драгунов и др. М.: Наука, 2001. — 293 с.
  28. ОКБ «Гидропресс» 50 лет /В.В.Стекольников, И. Н. Тестов, Л. А. Бочаров и др. — Подольск, 2000. -284 с.
  29. Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР /А.К.Горохов, Ю. Г. Драгунов, Г. Л. Лунин и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 496 с.
  30. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР /В.П.Спассков, Ю. Г. Драгунов, С. Б. Рыжов и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 340 с.
  31. Эксплуатация реакторных установок Ново-Воронежской АЭС /Ф.Я.Овчинников, Л. М. Воронин, Л. И. Голубев и др. М.: Атомиздат, 1972. — 163 с.
  32. H.A., Гаденин М. М. Динамические колебательные процессы в оценке ресурса машин // Сб. докладов «5-ой Международной конференции по проблемам колебаний. 8 -10 октября 2001, Москва, Россия». ИМАШ РАН, 2001, с. 44 51.
  33. A.B. Предельные состояния, критерии разрушения и коэффициенты запаса прочности энергетического оборудования //Труды ЦКТИ, вып. 182. Прочность энергооборудования атомных электростанций. Л.: 1980, с. 17 — 21.
  34. Руководство по анализу термического удара для АЭС с реактором типа ВВЭР. IAEA-EBR-WWER-08. МАГАТЭ, 1997. 79 с.
  35. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению зоны патрубков корпуса реактора ВВЭР-1000. МПКР-2002. С. Петербург — Москва, 2002. — 28 с.
  36. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации. РД ЭО 0353 (МКР-СХР-2000). С. Петербург — Москва, 2000. — 51 с.
  37. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР в процессе эксплуатации. (МКР СХР — 2004). С. Петербург — Москва, 2004. — 65 с.
  38. Г. П., Леонов В. П., Тимофеев Б. Т. Сварные сосуды высокого давления (прочность и долговечность). Л.: Машиностроение, Ленингр. отд-ние, 1982. — 287 с.
  39. В.А. Разработка подхода к определению вероятности разрушения корпуса реактора ВВЭР-440 //Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 1. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2002, с. 10 25.
  40. В.В. Ресурс машин и конструкций. М.: Машиностроение, 1990. — 448 с.
  41. Defining initiating events for purposes of probabilistic safety assessment. IAEA TECDOC
  42. IAEA, September 1993, 152 p.
  43. Гидропресс", 2001 г. в 6 томах. Том 1, с. 132 147.
  44. Н.А., Пимштейн П. Г. Определение срока службы и остаточного ресурса оборудования //Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях, 1995, № 5, с. 3 16.
  45. А.А., Ткачев В. В. Расчет вероятности начала хрупкого разрушения сосудов под давлением //Атомная энергия, том 64, вып. З, март 1988, с. 188 194.
  46. Методика расчета трубопроводов АЭУ в рамках концепции «Течь перед разрушением». M ТПР — 01 — 93, НИКИЭТ, 1993. — 21 с.
  47. Руководство по применению концепции безопасности «Течь перед разрушением» к трубопроводам АЭУ. Р ТПР — 01 — 99, МАЭ, Москва, 1999, РД 95 10 547 — 99. — 71 с.
  48. Г. Ф. Концепция безопасности «течь перед разрушением» для сосудов и трубопроводов давления АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1999. — 258 с.
  49. United States Nuclear Regulatory Commission, US NRC Standard Review Plan, 3.6.3 Leak before break evaluation procedures, US NRC, Washington, DC, 1986.
  50. RSC Guidelines for Pressurised Water Reactors, 2nd Edition, 24 January 1979, including Appendices to Section 4.2- 3 rd Edition, 14 October 1981- later changes of RSK Guidelines Sections 21.1, 21.2, 1983.
  51. Ю.Г., Воронков A.B., Афров A.M. и др. Мероприятия и основные результаты повышения надежности в работе ОР СУЗ и активной зоны реакторов ВВЭР-1000 /Доклад на совещании МАГАТЭ, Вена, ноябрь 1998.
  52. В.П., Туркин А. В. Технология проведения расчетов на статическую и циклическую прочность на основе вычислительной системы СТАТ //Сб. научных трудов МИФИ. М.: Энергоатомиздат. 1991, с. 3 — 9.
  53. Расчетное и экспериментальное обоснование сейсмостойкости оборудования АЭС /В.А.Григорьев, Б. Н. Дранченко, Н. В. Шарый и др. //Энергомашиностроение, 1988, № 8, с. 27−30.
  54. Методика определения допустимых дефектов в металле оборудования и трубопроводов во время эксплуатации АЭС. М-02−91. М.: 1991. — 20 с.
  55. Правила составления расчетных схем и определение параметров нагруженности элементов конструкций с выявленными дефектами. Методические рекомендации. МР 125−02−95. НПО ЦНИИТМАШ. Москва, 1995. -52 с.
  56. H.A., Москвичев В. В. Механика разрушения крупногабаритных конструкций //Вычислительные технологии. Новосибирск: ИВТ СО РАН, 1993. — Т.2, № 7, с. 107 -124.
  57. А.Ф., Козин Ю. Н. Неразрушающий контроль и безопасность эксплуатации сосудов и трубопроводов давления. М.: Энергоатомиздат, 1997. — 288 с.
  58. Динамические напряжения в элементах конструкций, работающих в потоках жидкости /В.В.Абрамов, Л. С. Валыионок, В. А. Додонов и др. //Экспериментальные исследования и расчет напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1975, с. 149 — 160.
  59. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции. НП-017−2000.-М.: 2000.
  60. Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК и ВВЭР на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330−01. М.: 2003.
  61. Методические указания по расчету на прочность ВКУ РУ ВВЭР-440. 23.6704 МУ. Концерн «Росэнергоатом». — М.: 2001. 10 с.
  62. Garner F.A., Greenwood L.R. Resent progress in fussion reactor materials studies: Focus on transmutation and radio activation aspects. Materials Transactions. JIM, vol. 34, № 11 (1993), p. 958−998.
  63. С. H., Прохоров В. И., Островский 3. Е. Облученные нержавеющие стали. М.:1. Наука, 1987.
  64. Grossbeck M.L. et al, An assessment of tensile, irradiation creep, creep rupture and fatigue behavior in austenitic stainless steels with emphasis on spectral effects, //J. Nucl. Mater., 1990, vol. 174, p. 264−281.
  65. Lucas G.E. The evolution of mechanical property change in irradiated austenitic stainless steels //J. Nucl. Mater., 1963, vol. 206, p. 287 305.
  66. Grossbeck M.L. Empirical relations for tensile properties of austenitic stainless steels irradiatedin miked-spectrum reactors //J. Nucl. Mater., 1991, vol. 179 181, p. 568 — 571.
  67. B.B. Пластичность при переменных нагружениях. М.: Изд-во МГУ, 1965. -263 с.
  68. В.М., Лихачев Ю. И., Фоломеев В. И. Расчетное моделирование термомеханического поведения активной зоны ВВЭР-1000 в авариях с потерей теплоносителя //Известия Вузов. Ядерная энергетика, 2002. № 3, с. 19 25.
  69. В.М., Лихачев Ю. И., Фоломеев В. И. Общая постановка исследований термомеханического поведения активной зоны ВВЭР-1000 //Известия Вузов. Ядерная энергетика, 2002, № 2, с. 33−43.
  70. В.М., Лихачев Ю. И., Фоломеев В. И. Моделирование термомехонического поведения TBC в составе активной зоны ВВЭР-1000 // Известия Вузов. Ядерная энергетика, 2002, № 3, с. 14−18.
  71. В.М., Лихачев Ю. И., Фоломеев В. И. Метод расчета на сейсмические воздействия активной зоны ВВЭР-1000 // Известия Вузов. Ядерная энергетика, 2002, № 3, с. 26 -33.
  72. В.М., Лихачев Ю. И., Фоломеев В. И. Метод расчета продольно-поперечного изгиба бесчехловой TBC ВВЭР-1000 при эксплуатационных нагрузках //Известия Вузов. Ядерная энергетика. 2002, № 2, с. 44−53.
  73. В.В., Афанасьев A.B., Селезнев A.B. и др. Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных TBC ВВЭР-1000 //Сборник трудов 3-й научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск,
  74. Московская обл., 26 30 мая 2003 г. в 6 томах. ТомЗ. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ФГУП ОКБ «Гидропресс». Подольск — 2003 г., с. 142 — 153.
  75. Wambsganss M.W. Vibrations of reactor core components //Reactor and Fuel Process. Technology, 1967, v. 10, № 3, p. 208 219.
  76. Bohm G.J., Nahavandi A.N. Dynamic analysis of reactor internal structures with impact between component //Nuclear Science and Engineering, 1972, № 47, p. 391 408.
  77. Kaplounov S.M., Fesenko T.N., Tabakov A.G., Shariy N.V., Solonin V.I., Baranov J.V. Numerical modeling of tube system nonlinear dynamics/Journal de Physique IV, 110 (2003), p. 365−370.
  78. А.А. Вибрации трубопроводов энергетических установок и методы их устранения. М.: Энергия, 1979. — 286 с.
  79. Н.И., Хуршудов Г. Х., Дайчик М. Л. и др. Натурная тензометрия внутри-корпусных устройств реактора при обкатке первого контура //Методы исследования напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1976, с. 11 — 24.
  80. М.Л., Махутов Н. А., Пригоровский Н. И. и др. Исследование вибрационных напряжений в элементах ВКУ и пульсаций давления в корпусе реактора ВВЭР-440 АЭС //Исследования напряжений в конструкциях. -М.: Наука, 1980, с. 78 — 88.
  81. Н.А. Деформационные критерии разрушения и расчеты на прочность. М.: Машиностроение, 1981.-273 с.
  82. Harthen R.T., Loewen Т. Vibration of nuclear plant process equipment //Int. Conf. Nucl. Power Plant Aging. Availability. Fact, and Reliab. Anal., San Diego, Calif., 8−12 July 1985. Metals Park, Ohio, 1985, p. 395 400.
  83. Механическое поведение материалов при различных видах нагружения /В.Т.Трощенко, А. А. Лебедев, В. А. Стрижало и др. Киев: Логас, 2000. — 571 с.
  84. S.S. //Experimental mechanics, 1968, v. 8, № 8.
  85. Г. В., Павелко В. И., Усанов А. И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004. — 344 с.
  86. В.Г., Максимова Е. К. Математическая модель течения в опускном зазоре корпуса ВВЭР //Атомная техника, 1989, т.67, вып.2, с. 137 138.
  87. B.C., Меленевский В. В., Бруятский Е. В. Экспериментальное исследование турбулентных пульсаций давления в проточной части модели аппарата ВВЭР //Стратифицированное и турбулентное течения. Киев, 1979, с. 33 40.
  88. B.C. Возникновение пульсирующих режимов течения теплоносителя в аппаратах ВВЭР и оценка вызываемых ими динамических нагрузок //Стратифицированное и турбулентное течения. Киев, 1979, с. 41 -49.
  89. H.A., Гусаров A.A., Каплунов С. М. и др. Вибропрочность оборудования АЭС //Проблемы машиностроения и автоматизации, 1988, № 22, с. 68 — 79.
  90. Л.И., Шарый Н. В. О собственных колебаниях теплоносителя в главном циркуляционном контуре ВВЭР //Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1977, с. 67 — 76.
  91. A.A., Ноздрин Г. Н. К анализу причин возникновения вибраций оборудования первого контура АЭС с ВВЭР //Теплоэнергетика, 1973, № 6.
  92. В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат, 1977. -219с.
  93. Л.В., Овчинников В. Ф., Яскеляин A.B. и др. Динамические свойства системы циркуляции теплоносителя первого контура ЯЭУ //Вопросы атомной науки и техники Серия: Физика ядерных реакторов. Научно-технический сборник. Вып. 3. 1991, с. 25 31.
  94. II.Б., Логвинов С. А., Драгунов Ю. Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001. — 316 с.
  95. Прочность и надежность конструкций АЭС при экстремальных воздействиях /Бугаенко С.Е., Буторин С. А., Шульман Г. С. и др. М.: Энергоатомиздат, 2005. — 576 с.
  96. Защита от образующихся в результате аварий летящих предметов и от их вторичных воздействий на атомных электростанциях. Руководство по безопасности. 50-SG-D4. МАГАТЭ, Вена, 1991.
  97. .А. Несущая способность жестко-пластических стержневых систем при сложном нагружении //Проблемы машиностроения и надежности машин, 2002, № 4, с. 58
  98. .А., Шарый H.B. Алгоритм анализа динамики аварийных движений стержневых систем и трубопроводов //Проблемы машиностроения и надежности машин, 2002, № 5, с. 111−115.
  99. .А., Шарый Н. В. Динамика аварийного движения трубопровода //Проблемы машиностроения и надежности машин, 2002, № 6, с. 106 112.
  100. .А., Шарый Н. В. Динамическое движение аварийного трубопровода //Проблемы машиностроения и надежности машин. 2006, № 1, с. 103 106.
  101. Колебания и вибрации в поршневых компрессорах ЛО.А.Видякин, Т. Ф. Кондратьева, Ф. П. Петрова и др. JL: Машиностроение, 1972. — 315 с.
  102. Трубопроводы поршневых компрессоров /А.С.Владиславлев, А. А. Козобков, В. А. Малышев и др. М.: Машиностроение, 1972. — 288 с.
  103. Wylie E.B. Resonance in pressurized piping system //J. Trans. ASME, ser. D, vol. 87, № 4, 1965, p. 23−28.
  104. Wylie E.B., Streeter V.L. Resonance in Bersimis No 2 piping system //J. Trans. ASME, ser. D, vol. 87, № 4, 1965, p. 29−33.
  105. Streeter V.L. Un steady flow calculations by numerical methods //J. Trans. ASME, ser. D, vol. 94, № 2, 1972, p. 31−37.
  106. K.B., Махутов H.A., Каплунов С. М. и др. Вибропрочность главных циркуляционных трубопроводов АЭС //Проблемы прочности, 1985, № 10, с. 3 12.
  107. A.M., Вереземский В. Г., Савельев A.A. Исследование частотных характеристик потока в первом контуре АЭС с ВВЭР //Сборник трудов Моск. инж.-строит. ин-та, 1974, № 124, с. 128- 133.
  108. Kuzelka V. Vibration of PWR internals considering their edge conditions and holes //Nucl. Eng. and Des., 1980, 57, № 1, p. 125 132.
  109. Au-Yang M.K., Galford I.E. A structural priority approach to fluid-structure ineraction problems //Trans. ASME: J. Pressure Vessel Technol., 1981, 103, № 2, p. 142 150.
  110. Krieg R., Schuman U. Zur Kompressibilitat und virtuallen Masse bei Blowdown-Beanspruchung von Reactordruckbechalterein bauten //Atomkernenerg. Kerntechn., 1981, 39, № l, p. 57−63.
  111. Au-Yang M.K. Flow-inducted vibrations: guide lines for design, diagnosis and troubleshootingof common power plant components //Trans. ASME: J. Pressure Vessel Technol., 1985, 107, № 4, p. 326 334.
  112. Hailfinder G., Eberle F., Kadlec J., Krieg R. Vibrations of a fluid filled cylindrical shell excited by an oscillating piston in the fluid comparison between measurements and calculation //Nucl. Eng. and Des., 1987, 100, № 3, p. 315 320.
  113. Ю.А., Шарый Н. В., Юременко В. П. К вопросу анализа динамики внутрикор-пусных устройств реактора ВВЭР-1000 //Энергетическое строительство, 1992, № 3, с. 59 -62.
  114. С. А. Конечно-элементное моделирование колебаний конструкций в жидкости //Вестник МГТУ. Серия: Естественные науки, 1999, № 2, с. 48 58.
  115. Perov S., Alstadt Е., Werner М. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with considerations of fluid-structure interaction //Annals of Nuclear Energy, 27, 2000, p. 1441 1457.
  116. Н.Е., Кибель И. А., Розе Н. В. Теоретическая гидромеханика. 4 1, — М.: Физмат-гиз, 1963.-584 с.
  117. Е. Основы акустики. Том 1. М.: Мир, 1976. — 617 с.
  118. Э. И., Горшков А. Г. Нестационарная гидроупругость оболочек. Л.: Судостроение, 1974. 208 с.
  119. К.В., Антонов В. Н. Колебания оболочек в жидкости. М.: Наука, 1983. — 144 с.
  120. Strang G., Fix G. J. An analysis of the finite element method //Englewood Cliffs, N.Y.: Prentice-Hall Inc., 1973. -307 p.
  121. В.Г. Применение метода прогонки А.А.Абрамова для расчета свободных колебаний цилиндрических оболочек в жидкости //Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1977, с. 58 — 66.
  122. В.В., Дранченко Б. Н., Комягин В. В. и др. Исследование устойчивости шестигранных чехлов кассет реактора //Экспериментальные метолы исследования деформаций и напряжений в конструкциях. — М.: Наука, 1977, с. 138 144.
  123. A.M. Модификация и применение численных методов к расчету плитно-оболочечных систем на сейсмические воздействия //Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования. М.: Наука, 1980, с. 41 — 58.
  124. В.Н. Колебания соосных цилиндрических оболочек, частично заполненных сжимаемой жидкостью //Изв. АН СССР. Серия: Механика твердого тела, 1977, № 3, с.118 124.
  125. Au-Yang М.К. Natural frequencies of cylindrical shells and panels in a fluid //J. Sound and Vibration, 1978, v. 57, № 3.
  126. Методы и результаты исследований напряженного состояния реакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации /Н.А.Махутов, М. Л. Дайчик, С. В. Маслов и др. М.: ВИНИТИ, 1992.-115 с.
  127. А.Н., Шульман С. Г. Прочность и надежность конструкций АЭС при особых динамических воздействиях. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 304 с.
  128. Design basis for potential of light water NPP against the effects of postulated pipe rupture. ANSI7ANS-58.2- 1988.
  129. External man-induced events in relation to nuclear power plant design. Safety series № 50-SG-D51 //International Atomic Energy Agency, Vienna, 1982.
  130. И.В. Оценка параметров внешних воздействий природного и техногенного происхождения. Безопасность объектов использования атомной энергии. М.: Логос, 2002. — 544 с.
  131. Stevenson J. Designing for extreme loads the impact on cost and schedule //Nuclear Engineering International, 1984, v. 29, № 357, p. 30 33.
  132. Г. И., Шарый H.B. Практика расчетного определения сейсмических нагрузок на оборудование и трубопроводы АЭС с ВВЭР //Труды ЦКТИ. Расчет сейсмостойкости энергетического оборудования. Вып. 212, Ленинград, 1984, с. 14−21.
  133. H.B., Юременко В. П., Ушаков Ю. А. Проблемы расчета ВКУ ВВЭР на сейсмические воздействия //Энергомашиностроение, 1989, № 8, с. 38 40.
  134. Н.В., Григорьев В. А. Обоснование сейсмостойкости оборудования и трубопроводов реакторной установки с ВВЭР //Энергетическое строительство, 1992, № 3, с. 54 -59.
  135. Kaplunov S.M., Makhutov N.A., Solonin V.I., Shariy N.V., Physical modeling of stationary and impulsive processes for large-scaled construction of fluid elastic systems. E. Inan and
  136. A. Kirts (eds.) //Vibrations Problems ICOVP 2005, p. 255 263.
  137. Gueraud R., Noel-leroux J.-P., Livolant M., Michalopulos A.P. Seismic isolation using-elastomer bearing pads //Nucl. Eng. and Des., 1985, v. 84, № 3, p. 363 377.
  138. B.B. Статистическое моделирование в расчетах на сейсмичность //Строительная механика и расчет сооружений, 1981, № 1, с. 60 67.
  139. Gummings G.S. An application of system of techniques to the study of reactor seismic safety //Nucl. Eng. and Des., 1980, v. 60, p. 117 124.
  140. Safety Series № 50-SG-S1 (rev. 1). Earthquake and associated topics in relation to nuclear power plant sitting. A Safety Guide. International Atomic Energy Agency. Vienna, 1991.
  141. Определение исходных сейсмических колебаний грунта для проектных основ: РБ 006 — 98 /Госатомнадзор России. — М.: 2000.
  142. Development of floor design response spectra for seismic design of floor — supported equipment or components. Regulatory Guide 1.16. Washington: U. S. Atomic Energy Comission. February 1981.
  143. Оборудование атомных энергетических установок. Расчет на прочность при сейсмическом воздействии. РТМ 108.020.37 81. — 38 с.
  144. В.А. Синтезированная модель сейсмического воздействия //Труды ЦКТИ, вып. 212. Расчет сейсмостойкости энергетического оборудования. (Сборник научных трудов). Л.: 1984. — 119 е., (с. 41 — 52).
  145. К., Вилсон Е. Численные методы анализа и метод конечных элементов. М.: Стройиздат, 1982. — 448 с.
  146. Wilson E.L., Kinreyhian A.D., Bays Е.Р. A replacement for the SRSS method in seismic analysis //Earthquake Engineering and Structural Dynamic, 1981, v.9, No 2, p. 187 192.
  147. С.Д., Бидерман В. Л., Лихарев К. К., и др. Расчеты на прочность в машиностроении. Том 1. М.: Машгиз, 1956. — 758 с.
  148. H.H., Тарабасов Н. Д., Петров В. Б., Мяченков В. И. Расчет машиностроительных конструкций на прочность и жесткость. М.: Машиностроение, 1981. — 187 с.
  149. Г. С., Яковлев А. П., Матвеев В. В. Справочник по сопротивлению материалов. Киев, Наукова думка, 1988. 153 с.
  150. К., К., Сухова H.A. Сборник задач по курсу «Сопротивление материалов». — М.: Машиностроение, 1980.-234 с.
  151. А.Ф., Александров A.B., Лащеников Б. Я., Шапошников H.H. Строительная механика. Стержневые системы. М.: Стройиздат, 1981. — 253 с.
  152. Р., Пензиен Дж. Динамика сооружений. М.: Стройиздат, 1979. — 348 с.
  153. И.М., Синицын А. П., Лужин О. В., Теренин Б. М. Расчет сооружений на импульсные воздействия. М.: Стройиздат, 1970. — 284 с.
  154. Report NUREG/CR-1677, «Piping Benchmark Problems. Dynamic Analysis Independent Support Motion Response Spectrum Method», Volume 2, August 1985.
  155. В.Л. Прикладная теория механических колебаний. М.: Высшая школа, 1972. — 143 с.
  156. В.А., Костарев В. В. Сопоставительные расчеты на сейсмостойкость тестовых моделей энергооборудования //Энергомашиностроение, 1988, № 8, с. 20−21.
  157. А.Н. Расчет конструкций на сейсмостойкость. СПб.: Наука, 1998. — 225 с.
  158. Kaas Р., Hollerbach W. Assessment of coupling effects of coolers and piping system //Nucl. Eng. and Des., 1985, v. 84, № 1, p. 13 19.
  159. С.П. Современное состояние исследований сейсмостойкости и прочности энергетического оборудования //Энергомашиностроение, 1988, № 8, с. 17−19.
  160. Shibata Н. Proving test of earthquake-resistant pipings, equipment and active component //Nucl. Eng. and Des., 1978, v. 46, № 1, p. 169 178.
  161. Экспериментальное исследование сейсмостойкости привода СУЗ /В.Н.Абрамов, В. А. Ветошкин, В. В. Костарев и др. //Труды ЦКТИ, вып. 182. Прочность энергооборудования атомных электростанций. Л.: 1980, с. 117 — 122.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!