Теплоэнергетика, 2021, № 11, стр. 35-42
Верификация цифровой акустической модели реактора в пусковом и номинальном режимах АЭС с ВВЭР
К. Н. Проскуряков a, *, А. В. Аникеев a, И. Афшар a
a Национальный исследовательский университет “Московский энергетический институт”
111250 Москва, Красноказарменная ул., д. 14, Россия
* E-mail: ProskuriakovKN@mpei.ru
Поступила в редакцию 18.11.2020
После доработки 12.01.2021
Принята к публикации 17.02.2021
Аннотация
В настоящее время в нормативной технической документации, созданной в конце ХХ в. и обосновывающей проектные решения и регламент эксплуатации атомных электростанций, не предусмотрены прогнозирование и предотвращение виброакустических резонансов конструкций с акустическими стоячими волнами (АСВ) в эксплуатационных и аварийных режимах, а также при воздействии сейсмических волн. Следствием этого является недооценка существующих обратных связей между нейтронно-физическими и теплофизическими процессами при колебаниях плотности теплоносителя, вызванных АСВ. На кафедре АЭС НИУ МЭИ создана цифровая акустическая модель ядерного реактора (ЦАМЯР), позволяющая идентифицировать источники самовозбуждающихся АСВ и прогнозировать их частоту. В статье приведен новый метод идентификации частот АСВ в акустической системе, состоящей из водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) и присоединенных к нему трубопроводов холодной и горячей ниток. Верификация моделей и методов расчета проведена на энергоблоке № 3 Нововоронежской АЭС с ВВЭР-440. Для измерения автоспектральных плотностей мощности (АСПМ) пульсаций давления использована система виброконтроля основного оборудования SÜS компании Siemens. Расчетные значения частот АСВ согласуются с результатами измерений сигналов от датчиков пульсаций давления. Показано, что частоты АСВ зависят от условий эксплуатации и могут совпадать с частотами колебаний давления, обусловленными работой главных циркуляционных насосов (ГЦН), с колебаниями тепловыделяющих сборок (ТВС) и оборудования I контура АЭС. Доказано, что акустические свойства ядерного реактора, независимо от количества контуров циркуляции теплоносителя, аналогичны свойствам группы одновременно используемых резонаторов Гельмгольца. Использование верифицированной методики позволяет оптимизировать конструкторские и компоновочные решения путем создания оборудования, способного минимизировать нежелательные циклические нагрузки. Эта возможность является наиболее важной для обеспечения длительной работы в маневренных режимах небольших модульных реакторов. Малые АЭС должны быть высокоманевренными, чтобы дополнять возобновляемые источники энергии. Большинство небольших модульных реакторов являются мало обслуживаемыми с длительными интервалами между перегрузками топлива (2–10 лет против 12–24 мес в больших энергоблоках) либо с закладкой топлива на весь жизненный цикл. Требования многолетней эксплуатации в маневренных режимах могут быть обеспечены при минимизации динамических нагрузок на конструкции реакторной установки путем предотвращения гидродинамической неустойчивости и резонансов вибраций конструкций с акустическими колебаниями теплоносителя.
Повышение эффективности эксплуатации и срока службы основного оборудования, а также работа в маневренных режимах являются одними из приоритетных требований к атомным электростанциям нового поколения. Одна из главных задач – предотвращение возникновения виброакустических резонансов (ВАР) в гидроупругих колебательных системах, состоящих из двух взаимодействующих подсистем – механической и гидродинамической. Предотвращение ВАР является эффективным средством уменьшения высокоцикловых вибрационных нагрузок в оборудовании и внутрикорпусных устройствах. Другая не менее важная задача – совершенствование программ нейтронно-физического и теплофизического расчетов полномасштабных активных зон ВВЭР путем учета обратных связей между изменениями плотности теплоносителя и нейтронно-физическими параметрами. Существующие подходы не учитывают обратные связи, вызванные колебаниями давления и температуры теплоносителя, которые обусловлены АСВ. Отсутствие в настоящее время верифицированных методов идентификации источников генерации и прогнозирования частот АСВ является причиной того, что перед разработчиками конструкций оборудования I контура и его компоновки при проектировании АЭС с ВВЭР не ставится задача предотвращения возникновения ВАР.
В качестве примера включения обратных связей в натурные расчеты активной зоны ВВЭР можно привести широко используемые нейтронно-физические расчетные программы БИПР-8 [1] и Moby Dick [2]. Однако эти и другие современные подходы не учитывают обратные связи между плотностью и температурой теплоносителя, которые обусловлены работой насосов, АСВ и теплогидравлической неустойчивостью, приводящей к периодическим изменениям замедляющих и поглощающих свойств теплоносителя. Известно, что амплитуды колебаний резко возрастают при двухфазном состоянии теплоносителя и возникновении ВАР. В работе [3] показано, что условия возникновения ВАР определяются совокупностью конструктивных характеристик и условий эксплуатации конкретной АЭС. В связи с необходимостью учета обратных связей в программных пакетах нейтронно-физических, тепловых и акустических расчетов актуальна задача верификации созданной в НИУ МЭИ цифровой акустической модели ядерного реактора.
ОБОСНОВАНИЕ ПРИМЕНИМОСТИ МЕТОДА ЭЛЕКТРОАКУСТИЧЕСКИХ АНАЛОГИЙ ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ ПУЛЬСИРУЮЩЕГО ТЕЧЕНИЯ ПОТОКОВ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Анализ акустических систем с однофазными текучими средами базируется на теории распространения упругих волн в жидкостях и газах. В основе анализа лежат уравнения сохранения количества движения (импульса), неразрывности и для сжимаемой жидкости к ним добавляются еще уравнения состояния и сохранения энергии. Разработаны и успешно применяются методы электроакустических аналогий [4]. Первый контур ВВЭР представляет собой разветвленную гидравлическую систему трубопроводов, содержащую элементы сложной геометрической формы. Существуют элементы, в соединении которых могут возникать колебания потока теплоносителя, вызванные образованием вихрей, и акустические волны, которые наряду с циклическими нагрузками приводят к колебаниям оборудования и снижают срок его службы [5, 6].
Важным этапом в развитии методов анализа акустических систем теплоносителя на АЭС явилось обоснование применимости метода электроакустических аналогий для исследования одномерного пульсирующего течения двухфазной среды как с однозначными, так и с многозначными гидродинамическими характеристиками [7]. Как и любой конструктивный элемент, обладающий массой и упругостью, теплоноситель в I контуре имеет собственные частоты колебаний, которые могут резонировать с другими источниками гидродинамических возмущений и вибрациями конструкций. Прогнозирование условий возникновения ВАР в оборудовании АЭС и во внутрикорпусных устройствах ВВЭР является актуальной задачей, так как их предотвращение или ограничение их продолжительности позволяет повысить качество проектирования, эксплуатации, безопасности и конкурентоспособности АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. По методике, изложенной в [8], были определены частоты АСВ в акустических системах, образованных реактором и подключенными к нему трубопроводами горячей и холодной ниток различной длины и на разных этапах пуска энергоблока № 3 АЭС с ВВЭР-440. Разработанная акустическая схема I контура показана на рис. 1.
ВЕРИФИКАЦИЯ ЦИФРОВОЙ АКУСТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Верификация ЦАМЯР была проведена с использованием внедренной на Нововоронежской АЭС компанией Siemens системы SÜS, которая используется при эксплуатации АЭС в номинальном режиме. С помощью этой системы обеспечивается вибродиагностика основного оборудования и трубопроводов АЭС в целях раннего выявления их аномальных вибрационных режимов, вызванных изменением условий фиксации опор или увеличением гидродинамических нагрузок от теплоносителя I контура. Система предназначена для периодических измерений. В виде программного комплекса реализованы и используются программы автоматического отбраковывания спектров и автоматического выбора пиков в спектрах колебаний [9]. Достоверность результатов экспериментальных исследований достигалась многократным повторением экспериментов, применением аттестованных и проверенных средств измерений, сравнением результатов измерений с данными численных экспериментов, достоверность результатов расчетов – верификацией математических моделей и разработанных методик, применением апробированных численных методов и алгоритмов [9–11]. В табл. 1 приведены результаты расчета частот АСВ для трех моделей акустической массы, соответствующих четырем вариантам количества учитываемых в расчетной модели акустических элементов в номинальном режиме работы энергоблока ВВЭР-440 при температуре 280.5°C и давлении 12.278 МПа.
Таблица 1.
Участок расчета | f, Гц | |||
---|---|---|---|---|
ГН (1.645 м), ХН (1.645 м) |
ГН (0.975 м) от реактора
до поворота на 30°, ХН (1.645 м) |
ГН (12.145 м) от реактора до поворота на 90°, ХН от реактора (4.595 м) до ГЗЗ | ГН (17.095 м) от реактора до ГК ПГ, ХН (7.992 м) от ГЦН до реактора | |
Номинальный режим | ||||
Р + 6вх + 6вых | 19.51 | 23.11 | 9.58 | 7.66 |
Р + 6вх | 13.90 | 13.90 | 8.25 | 6.56 |
Р + 6вых | 14.17 | 19.54 | 5.25 | 3.93 |
Режим нулевой мощности реактора | ||||
Р + 6вх + 6вых | 26.54 | 31.44 | 13.38 | 10.47 |
Р + 6вх | 19.55 | 19.48 | 11.04 | 8.64 |
Р + 6вых | 19.54 | 24.71 | 6.89 | 5.41 |
ВЕРИФИКАЦИЯ ЦИФРОВОЙ АКУСТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС С ВВЭР-440
Цифровая акустическая модель парогенератора (ЦАМПГ) АЭС с ВВЭР-440 состоит из трех резонаторов (рис. 2). Резонатор 1 образован объемом горячей нитки между перфорированной обечайкой шахты реактора (ПОШР) и крышкой горячего коллектора ПГ акустической массой m1 и системой присоединенных к ней параллельных труб поверхности теплообмена ПГ акустической массой m. Прогнозируемая (рассчитанная) частота АСВ в этой ЦАМПГ в номинальном режиме работы реактора равна 25.05 Гц.
Резонатор 2 образован объемом холодной нитки между крышкой холодного коллектора и ГЦН массой m2 и системой присоединенных к ней параллельных труб поверхности теплообмена ПГ акустической массой m. Прогнозируемая (рассчитанная) частота АСВ в этой ЦАМПГ в номинальном режиме работы реактора составляет 23.59 Гц.
Электрическим аналогом этих резонаторов являются последовательно соединенные емкость и индуктивность, а механическим аналогом – груз массой m на пружине 1 массой m1 (резонатор 1) и пружине 2 массой m2 (резонатор 2).
Резонатор 3 объединяет эти резонаторы в колебательную систему, механическим аналогом которой является груз массой m с пружинами на его обоих концах, каждая из которых прикреплена к жесткой границе. Смещение груза на расстояние x приводит к тому, что пружина 1 удлиняется на расстояние x1 и тянет за собой ПОШР, в то время как пружина 2 сжимается на расстояние x2 и толкает ГЦН. Прогнозируемая (рассчитанная) частота АСВ в этой ЦАМПГ в номинальном режиме работы реактора равна 25.48 Гц.
На рис. 3 приведены АСПМ сигналов от датчиков пульсаций давления системы SÜS. При сопоставлении результатов измерения АСПМ видно многократное увеличение мощности пульсаций давления (25 Гц) на оборотной частоте ГЦН в режиме работы реактора с номинальной мощностью. Такое аномальное увеличение свидетельствует о возникновении акустических резонансов в полосе пропускания оборотной частоты и является подтверждением достоверности результатов прогнозирования частот АСВ, генерируемых в I контуре АЭС с ВВЭР, которое проведено с использованием новой, не имеющей аналогов ЦАМПГ.
Методика расчета частот АСВ в ЦАМПГ аналогична приведенной для ЦАМЯР. В ней используются соотношения, представленные в [8], в которых акустической массой являются трубы поверхности теплообмена ПГ, а акустической податливостью – участки главного циркуляционного контура (см. рис. 1). В табл. 2 приведены результаты расчета акустических характеристик элементов I контура, входящих в акустическую модель парогенератора, при работе в номинальном режиме с температурой в горячей нитке 297°С и давлением 12.5 МПа.
Таблица 2.
Номер участка (см. рис. 1) |
Скорость распространения ударной волны, м/с | Акустическая податливость, 10–9 м4 · с2/кг |
Акустическая масса, кг/м4 | СЧКД, Гц |
---|---|---|---|---|
5 | 951.9 | 2.5525 | 32 017 | 17.267 |
10 | 951.7 | 1.1927 | 16 491 | 36.944 |
11 | 965.5 | 3.1717 | 6254 | 35.734 |
12 | 1024.0 | 8.9710 | 9429 | 17.305 |
13 | 1105.1 | 2.2607 | 6696 | 40.905 |
14 | 1082.8 | 1.8157 | 34 857 | 19.948 |
Далее приведены данные расчета АСВ, Гц, в трех ЦАМПГ ВВЭР-440 модели парогенератора (см. рис. 2):
Вариант 1: |
ГН от крышки ГК до поворота на 90° (4.95 м), |
ХН от крышки ХК до ГЦН (12.939 м) ....................................24.58 |
Вариант 2: |
ГН от крышки ГК до выхода из реактора (17.09 м), |
ХН от крышки ХК до поворота на 90° (6.470 м) ....................25.05 |
Вариант 3: |
ГН от крышки ГК до выхода из реактора (17.09 м), |
ХН от крышки ХК до ГЦН (12.94 м) ......................................25.48 |
Сравнивая результаты расчета частот АСВ с данными измерений, можно видеть, что частоты АСВ, генерируемые в ПГ при работе АЭС в номинальном режиме реактора, равные 24.58, 25.05, 25.48 и 23.59 Гц, существенно увеличивают вибрации ГЦН, так как попадают в полосу пропускания оборотной частоты 25 Гц. Результаты сопоставления частот АСВ, генерируемых в акустических системах, соответствующих ЦАМЯР и ЦАМПГ, указывают на то, что в указанных далее элементах оборудования АЭС в номинальном режиме и в исследованных этапах пусковых режимов могут возникать резонансы АСВ с вибрациями оборудования. В табл. 3 приведены температура t и давление р теплоносителя на выходе из реактора, а также перечень контуров, в которых наблюдаются вибрации и колебания.
Таблица 3.
Контур (см. рис. 1) |
t, °С | р, МПа |
---|---|---|
Частота вибрации ТВС с двумя закрепленными концами равна 4.0–6.0 Гц | ||
16 + 1 + 2 | 60–296 | 1.8–12.3 |
16 + 1 + 2 + 3 | 60–296 | 1.8–12.3 |
201–296 | 7.3–12.3 | |
Вторая мода колебаний ТВС с двумя закрепленными концами составляет 8.0–12.0 Гц | ||
16 + 1 | 60–201 | 1.8–7.3 |
1 + 2 | 241–296 | 10.7–12.3 |
1 + 2 + 3 | 136–296 | 4.8–12.3 |
1 + 2 + 3 + 4 | 60–1396 | 1.8–4.8 |
Частота колебаний ТВС совместно с корпусом равна 11.5–13.5 Гц | ||
13 + 14 | 241–296 | 10.7–12.3 |
11 + 12 + 13 | 60–172 | 1.8–7.0 |
Частота вертикальных колебаний корпуса 16.0–17.0 Гц совпадает с частотами АСВ | ||
13 + 14 | 61–136 | 1.77–4.60 |
Следует отметить, что в настоящее время отсутствуют верифицированные методы расчета частот АСВ в реакторных установках и, соответственно, международные нормативные документы не предписывают предотвращение возникновения виброакустических резонансов в эксплуатационных и аварийных режимах. Подавляющее большинство доминирующих пиков в АСПМ пульсаций давления в публикациях, посвященных выявлению источников возбуждения АСВ, до сих пор не интерпретированы [11, 12]. Системы SÜS, установленные на энергоблоках с ВВЭР-440 № 1 и 2 Кольской АЭС, № 3 и 4 Нововоронежской АЭС, показывают очень близкие спектральные составные значения колебаний корпуса реактора. Результаты расчета частот АСВ по принятой методике сравниваются с данными виброизмерений основного оборудования ВВЭР-440 в [11]. Результаты частотного расчета АСВ в I контуре ВВЭР-440 характеризуют его индивидуальное акустическое поле, которое не могло быть воспроизведено в лабораторных условиях. По этой причине в работах [13–19] исследуется влияние локальных вихрей, которые не являются системными причинами колебаний.
В работе [13] для моделирования сложных трехмерных процессов теплогидравлических и гидродинамических расчетов активной зоны реактора были применены модельные коды CFD. Показано, что для определения нагрузок на твэлы для последующего динамического анализа может быть использован расчет CFD. В [14] представлены результаты моделирования больших вихрей с использованием топливных трубок CANDU и вихревых явлений. В работе [15] для определения зависящих от времени сил, действующих на пучок твэлов, были применены методы моделирования больших вихрей (LES – Large Eddy Simulation).
В работе [13] рассмотрено взаимодействие потока и конструктивных конструкций в упрощенной ТВС и показано, что потеря устойчивости стержня происходит при высоких скоростях осевого потока. В [14] представлены данные о вызванной потоком вибрации и связанном с ней фреттинговом износе в пучке твэлов. Термогидравлический код Hydra-TH использовали для расчета течений с высоким числом Рейнольдса. Запатентованный код VITRA, разработанный компанией Westinghouse, был применен для нелинейных расчетов динамики конструкции и скорости износа. Однако оказалось, что ТВС и твэлы, предназначенные для реакторов PWR, не пригодны для использования в ВВЭР, а ТВС и твэлы, предназначенные для ВВЭР, не пригодны для использования в PWR, так как компоновки их первых контуров имеют существенные различия. Причины этого заключаются в том, что каждая модификация реактора имеет свое индивидуальное акустическое поле, в котором колебания ТВС удовлетворяют требованию не превышать допустимого уровня. Чтобы обеспечить выполнение этого требования в другом акустическом поле, необходимо соответствующее изменение конструкции ТВС.
В работах [18, 19] приведены результаты вычислительных экспериментов по исследованию гидродинамики и теплообмена в различных элементах трубных систем ядерных энергетических установок. Установлено, что вихревая структура течения теплоносителя существенно зависит от схемы трубопровода и последовательности изгибов различной направленности. Показано, что наличие участков с трехмерной кривизной каналов обусловливает генерацию крупномасштабного вихревого движения и возникновение низкочастотных акустических колебаний в трубопроводе. В результате проверки по условиям отстройки частот, генерируемых крупными вихревыми структурами, от собственных частот колебаний элементов трубной системы определены частоты, опасные с точки зрения возможности наступления режима резонансной неустойчивости.
Ценность создания и верификации ЦАМЯР и ЦАМПГ заключается в возможности прогнозирования динамических нагрузок в реакторах большой, малой и средней мощности, рассчитанных на длительную эксплуатацию в маневренных условиях. Разработанная модель может быть адаптирована к любым ВВЭР независимо от их геометрических размеров, состояния теплоносителя и типов его циркуляции. Метод расчета частоты акустических колебаний в теплоносителе горячей петли ВВЭР основан на том, что теплоноситель, как и любой конструктивный элемент, обладающий массой и упругостью, имеет собственные частоты колебаний, которые могут резонировать с источниками гидродинамических возмущений и вибрациями.
В данной работе исследована акустическая схема горячей петли ВВЭР, образованной акустическими элементами парогенератора, трубопроводами I контура и частью реактора, заключенной между перфорированной обечайкой шахты реактора с учетом особенностей их компоновки и трассировки и присущих им теплогидравлических и геометрических параметров. Методика расчета построена на использовании механической системы, состоящей из груза, расположенного между двумя соединенными с ним и закрепленными по краям пружинами, и ее электроакустического аналога.
Анализ результатов расчета частот АСВ, генерируемых парогенератором при работе реактора, позволяет сделать важный вывод о зависимости обратных связей между нейтронно-физическими и теплофизическими процессами, обусловленных самовозбуждением АСВ, не только от температурного (плотностного) коэффициента реактивности, но и от акустических параметров (акустической массы и акустической податливости) источника их возникновения. Однако верификация моделей, разработанных для конкретной АЭС, может быть выполнена только на ней самой. В то же время верификация, проведенная на Нововоронежской АЭС, подтверждает достоверность теоретических основ и расчетных методов, использованных при создании ЦАМЯР и ЦАМП.
ВЫВОДЫ
1. В результате самоорганизации хаотические турбулентные пульсации и вихри в АЭС с ВВЭР преобразуются в упорядоченные колебания.
2. Разработанный метод и алгоритм расчета акустических стоячих волн имеет четкий физический смысл и механическую интерпретацию.
3. Результаты теоретического анализа и расчета акустических стоячих волн, генерируемых в цифровых акустических моделях, подтверждены данными измерений на АЭС с ВВЭР.
4. Верификация цифровой акустической модели ВВЭР-440 проводилась в условиях взаимодействия нейтронно-физических и теплогидравлических процессов.
5. Акустические свойства ядерного реактора, независимо от количества подключенных к нему петель теплоносителя, аналогичны свойствам группы одновременно функционирующих резонаторов Гельмгольца.
6. Применение цифровых акустических моделей позволяет оптимизировать конструкторские и технологические решения путем минимизации циклических нагрузок в эксплуатационных и аварийных режимах и при сейсмических воздействиях.
Список литературы
Лизоркин М.П. Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряженных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР: дис. … канд. техн. наук. М.: РНЦ “Курчатовский институт”, 2007.
Krysl V. Руководство пользователя Moby-Dick. Отчет SCODA JS. Пльзень: Ae 10068/Dok Rev3. 2005.
Proskuryakov K. Scientific basis for modelling and calculation of acoustic vibrations in the nuclear power plant coolant // J. Phys. Conf. 2017. Ser. 891. P. 012182. https://doi.org/10.1088/1742-6596/891/1/012182
Ольсон Г. Динамические аналогии. М.: Гос. изд-во иностр. лит., 1947.
Самарин А.А. Вибрации трубопроводов энергетических установок и методы их устранения. М.: Энергия, 1979.
Шарый Н.В. Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР: дис. … докт. техн. наук. Подольск: ФГУП ОКБ “Гидропресс”, 2008.
Проскуряков К.Н. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ЯЭУ. М.: МЭИ, 1984.
Проскуряков К.Н. Цифровая акустическая модель водо-водяного энергетического реактора // Теплоэнергетика. 2021. № 9. С. 16–22. https://doi.org/10.1134/S004036362109006X
Слепов М.Т. Разработка методов и интерпретация данных применительно к системам шумовой диагностики реакторных установок Нововоронежской АЭС: дис. … канд. техн. наук. Обнинск, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, 1999.
Проскуряков К.Н. Создание и верификация акустической модели ядерного реактора // Наукоемкие технологии. 2019. Т. 20. № 4. С. 62–69. https://doi.org/10.18127/j19998465-201904
Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004.
Павелко В.И., Слепов М.Т., Хайретдинов В.У. Опыт проведения комплексных измерений с использованием разнородных систем на различных этапах пуска энергоблока ВВЭР-1200 // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2016. № 4. С. 44–52.
A new method to predict grid to-rod in a PWR fuel assembly inlet region / J. Yan, K. Yuan, E. Tatl, Z. Karoutas // Nucl. Eng. Des. 2011. V. 241. P. 2974–2982. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.06.019
Bhattachary A., Yu S.D., Kawall G. Numerical simulation of turbulent flow through a 37-element CANDU fuel bundle // Ann. Nucl. Energy. 2012. V. 40. Is. 1. P. 87–105. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2011.10.017
Delafontain S., Ricciardi G. Fluctuating pressure calculation induced by axial flow through mixing grid // N-ucl. Eng. Des. 2012. V. 242. P. 233–246. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.09.033
Lui Z., Liu Y., Lu J. Numerical simulation of the fluid-structure interaction for two simple fuel assemblies // Nucl. Eng. Des. 2013. V. 258. P. 1–12. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.01.029
Mohany A., Hassan M. Modelling of fuel bundle vibration and the associated wear in a CANDU fuel channel // Nucl. Eng. Des. 2013. V. 264. P. 214–222. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2012.08.039
Митрофанова О.В. Гидродинамика и теплообмен закрученных потоков в каналах ядерных энергетических установок. М.: Ленанд, 2020.
Митрофанова О.В., Байрамуков А.Ш., Уртенов Д.С. Исследование процессов вихреобразования в сложных каналах транспортных ядерных энергетических установок // Тепловые процессы в технике. 2018. Т. 10. № 7/8. С. 74–282.
Дополнительные материалы отсутствуют.
Инструменты
Теплоэнергетика