Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Разработка, создание и применение на АЭС с РУ ВВЭР автоматизированной системы виброшумовой диагностики

Диссертация: Разработка, создание и применение на АЭС с РУ ВВЭР автоматизированной системы виброшумовой диагностики
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

В процессе эксплуатации оборудования РУ происходит старение и износ элементов оборудования, что приводит к появлению дефектов и снижению эксплуатационной надежности. Поэтому возникает необходимость контроля механической целостности и жесткости крепления основного оборудования и трубопроводов, который позволяет выявить узлы и компоненты, наиболее подверженные воздействию эксплуатационных… Читать ещё >

Содержание

  • 1. ОБЗОР МЕТОДОВ И ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ВИБРОДИАГНОСТИРОВАНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС РУ С ВВЭР
  • V. ) 1.1 Предпосылки разработки методов и технических средств виброшумовой диагностики
    • 1. 2. Методы виброшумовой диагностики оборудования РУ с ВВЭР
    • 1. 3. Инциденты из-за аномально вибрирующих ВКУ и ТВС
    • 1. 4. Методы диагностирования, реализованные в импортных системах виброшумового контроля
    • 1. 5. Программно-технические комплексы зарубежных СВШК
    • 1. 6. Первый международный стандарт по вибрациям ВКУ
  • 2. МЕТОДОЛОГИЯ И РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ВИБРОХАРАКТЕРИСТИК РУ С ВВЭР-1000 С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ОПЫТНОГО ОБРАЗЦА АППАРАТУРЫ ВИБРОШУМОВОЙ ДИАГНОСТИКИ
    • 2. 1. Постановка задачи
    • 2. 2. Методика проведения измерений
    • 2. 3. Экспериментальные примеры спектральных характеристик
    • 2. 4. Технические решения, примененные при разработке опытного образца аппаратуры виброшумовой диагностики для исследования виброхарактеристик ВКУ и ТВС
    • 2. 5. Состав и краткое описание опытного образца аппаратуры СВШД
  • 3. ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА СВШД
    • 3. 1. Анализ существующих СВШК и особенности построения ПТК СВШД
    • 3. 2. Особенности создания измерительных каналов ПТК СВШД
    • 3. 3. Особенности создания измерительных каналов датчиков вне — и внутри зонного нейтронного потока
    • 3. 4. Особенности создания программно-технических средств обработки и анализа
    • 3. 5. Особенности создания методического и алгоритмического обеспечения 67 4 ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС СВШД АЭС С РУ ВВЭР
    • 4. 1. Общие положения
    • 4. 1. Технические характеристики и состав СВШД
    • 4. 2. Комплекс технических средств СВШД
    • 4. 3. Информационное обеспечение СВШД
    • 4. 4. Алгоритмическое обеспечение
    • 4. 5. Программное обеспечение СВШД
    • 4. 6. Методика проведения диагностирования на АЭС

Разработка, создание и применение на АЭС с РУ ВВЭР автоматизированной системы виброшумовой диагностики (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность работы.

Обеспечение надежной и безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС является одной из важнейших задач ядерной энергетики.

Одним из мероприятий по обеспечению надежной и безопасной эксплуатации является эксплуатационный контроль показателей целостности и долговечности оборудования реакторных установок. Такой контроль, реализуемый через системы оперативной диагностики, дополняет традиционные виды освидетельствования технического состояния оборудования: входной и предэксплуатационный контроль, пусконаладочные испытания и измерения, неразрушающий контроль металла при ежегодных ревизиях оборудования, контроль за состоянием оборудования в ходе эксплуатации по технологическим j параметрам. Стратегия раннего обнаружения аномалий находится в соответствии с общим подходом к обеспечению безопасности АЭС, так как позволяет снизить вероятность исходных событий аварии. Оперативная диагностика оборудования РУ выступает в качестве информационной составляющей автоматизированной системы контроля и управления энергоблоком, что повышает оперативность получения информации о причинах появления неисправности путем: обнаружения и локализации дефектованализа причин отказовпрогнозирования технического состояния оборудования.

В процессе эксплуатации оборудования РУ происходит старение и износ элементов оборудования, что приводит к появлению дефектов и снижению эксплуатационной надежности. Поэтому возникает необходимость контроля механической целостности и жесткости крепления основного оборудования и трубопроводов, который позволяет выявить узлы и компоненты, наиболее подверженные воздействию эксплуатационных нагружающих факторов для оценки выработки проектного ресурса оборудования и возможности продления срока службы энергоблоков сверх назначенного ресурса.

На основе разработанных методов выделения диагностической 1 информации из различных шумовых сигналов возможно диагностирование оборудования РУ для выявления на ранней стадии механических дефектов или аномальных изменений условий его закрепления с выходом на причину той или иной аномалии, а также оптимизация объема ремонтных работ для определения фактического вибросостояния оборудования.

Исходя из вышеизложенного, разработка, создание и внедрение на АЭС системы виброшумовой диагностики, является актуальной задачей, «направленной на обеспечение надежной и безопасной работы энергоблока, продление срока службы, переход к обслуживанию по фактическому состоянию. Данная работа посвящена решению этой задачи.

Цель и задачи исследования

.

Целью работы является создание и внедрение в практику эксплуатации АЭС с РУ ВВЭР отечественной системы виброшумовой диагностики (СВШД) нового поколения для раннего диагностирования вибрационного состояния РУ, что обеспечит повышение безопасности и эксплуатационной надежности.

Для достижения поставленной цели в диссертационной работе решена задача по проведению комплекса исследовательских и проектно-конструкторских работ, по разработке новых технических решений и методов обработки шумовых сигналов, адаптированных к объекту контроля и реализованных в созданной системе виброшумовой диагностики.

Научная новизна работы.

Научная новизна работы заключается в том, что в ней разработаны и внедрены новые принципы построения и технические решения комплекса программно-технических средств, новые: методы анализа реакторных шумов, что позволило создать автоматизированную систему виброшумовой диагностики, реализующую раннюю диагностику с автоматической постановкой диагноза, которая по своим техническим характеристикам превосходит зарубежные аналоги, в том числе: не имеющие аналогов в мировой практике количество (до 80) и номенклатура измерительных каналов: абсолютных и относительных перемещений, пульсаций давления, вне — и внутризонных датчиков нейтронного потокачисло точек одной временной реализации — 65 000 шт., что позволяет достичь спектрального разрешения соответствующего 8196 точкам БПФ (в зарубежных системах только 1024 точки) — синхронная регистрация сигналов датчиков виброперемещений, пульсаций давления, сигналов ДПЗ и ИК, и запись их в базу данных многоканальных временных реализацийпрограммное конфигурирование произвольного числа измерительных каналов для выбора соответствующего сценарияприем как переменных составляющих сигналов ДПЗ и ИК в аналоговом виде, так и их постоянных составляющих в цифровом видесоздание новых измерительных каналов перемещений, пульсаций давления, регистрирующих как шумовую, так и постоянную составляющие сигналов для контроля тепловых перемещений и перепадов давления на ГЦНкомплексирование широкого класса задач виброшумовой диагностики и контроля тепловых перемещений оборудования и трубопроводов ГЦК, в том числе: контроль вибрации ТВС при переходе на новое топливо, контроль вибронагруженности ВКУ и ТВС для оценки остаточного ресурса оборудования, оценки таких параметров АкЗ как барометрический и температурный коэффициенты реактивностиизменение нижней границы исследуемого частотного диапазона исследуемых шумовых сигналов до сотых долей Гц для оценки нейтронно-физических параметров с использованием метода компенсации постоянной составляющей сигналов ДПЗ.

Практическая ценность и реализация полученных автором результатов.

Работа имеет непосредственное практическое применение, так как обеспечивает раннее диагностирование основного оборудования и трубопроводов ГЦК, ВКУ и ТВС АкЗ.

В настоящее время на АЭС с РУ ВВЭР находятся в промышленной эксплуатации следующие компоненты и программно-технические комплексы, в которых были использованы полученные результаты:

— модернизированная система виброшумовой диагностики РУ ВВЭР-1000 (проект В-320) на блоке 3 Балаковской АЭС;

— модернизированная система контроля вибрации РУ ВВЭР-440 (проект (В-179) на блоках 3,4 Нововоронежской АЭС);

— датчики относительных перемещений на блоке 3 Балаковской АЭС, блоках 3 и 4 НВАЭС, 1 и 2 Кольской АЭС;

— датчики абсолютных перемещений на блоке 3 Балаковской АЭС.

В 2003;2004гг. поставляются на отечественные и зарубежные АЭС системы виброшумовой диагностики:

— контроля вибрации (блок 1 РУ В-446 АЭС «Бушер»);

— виброшумовой диагностики (блоки 1и 2 РУ В-428 АЭС Тяньвань);

— контроля вибрации (блоки 2 и 3 РУ В-320 Калининская АЭС).

Конкретное личное участие автора в получении научных результатов.

Автор является руководителем создания ПТК СВШД. В диссертации обобщены результаты экспериментальных и опытно-конструкторских разработок, выполненных автором самостоятельно, а также совместно с сотрудниками коллектива, возглавляемого автором.

При это автору принадлежат:

— постановка задачи при проведении экспериментальных исследований, непосредственное участие в проведении измерений виброхарактеристик РУ на блоке 1 Калининской, АЭС, блоке 3 Балаковской АЭС;

— технические решения, примененные при создании опытного образца аппаратуры виброшумовой диагностики;

— разработка новых принципов построения ПТК СВШД и новых технических решений, реализованных при создании ПТК СВШД.

На защиту выносятся: методология проведения и результаты экспериментальных исследований виброхарактеристик АЭС с РУ ВВЭР на блоке 1 Калининской АЭС, блоке 3 Балаковской АЭС с использованием опытного образца СВШД для вибромониторинга ВКУ и ТВСновые технические решения, примененные при создании опытного образца аппаратуры виброшумовой диагностики: цифровая компенсация постоянной составляющей сигналов датчиков прямого заряда для расширения нижней границы частотного диапазона, способы обработки низкоуровневых сигналов переменной составляющей ДПЗновые принципы построения ПТК СВШД на базе унифицированных программно-технических средствпрограммно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики АЭС с РУ ВВЭР.

Апробация работы.

Основные результаты работ были представлены на следующих семинарах и конференциях: вторая Международная научно-техническая конференция концерна «Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», г. Москва, 22−24.02 2001 г, вторая научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 19−23 ноября 2001 г., отраслевой семинар Минатома РФ «Методы и средства диагностики ЯЭУ», г. Обнинск, 2−5.10.2001г., третья Международная научно-техническая конференция концерна «Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», г. Москва, <18−19.04 2002г. 14 ежегодная конференции ЯО России, г. Удомля, Тверская обл. 30.06−4.07.2003г., третья научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР"-Подольск, 26−30.05. 2003 г.

Публикации.

Основное содержание диссертации опубликовано в 3-х статьях, 2-х научно-технических отчетах, 5-ти докладах [53−62].

Структура и объем работы.

Работа изложена на 136 стр. машинописного текста, состоит из содержания, введения, четырех глав и выводов и включает 11 таблиц, 42 рисунка, список литературы из 62 наименований.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ.

1. Проведенный обзор существующих методов виброшумового анализа реакторных шумов для мониторинга оборудования РУ показывает, что эти методы широко внедряются зарубежными и отечественными исследователями в практику эксплуатации, проводятся исследования для создания новых методов ранней шумовой диагностики и систем виброшумового контроля на их базе. В то же время следует отметить, что зарубежные системы виброшумового контроля, установленные на российских АЭС, не в полной мере решают задачи ранней диагностики, так как недостаточно разработаны алгоритмы диагностирования, адаптированные к конкретной АЭС, и не в полном объеме используются сигналы различных типов датчиков, что ограничивает возможности систем по ранней диагностике.

2. Разработана методология измерений и впервые в практике измерений вибраций на АЭС проведены комплексные экспериментальные исследования виброхарактеристик ВКУ и ТВС на блоке 1 Калининской АЭС и виброхарактеристик оборудования ГЦК на блоке 3 Балаковской АЭС, позволившие провести анализ вибросостояния РУ ВВЭР-1000.

Построены аналитические шумовые модели вибраций ВКУ, из которых получены параметры вибраций ТВС и шахты A3 для производства вибромониторинга в эксплуатационных условиях по косвенным измерениям нейтронного шума и пульсаций давления ТН.

Показано, что все элементы ГЦК совершают вынужденные совместные колебания на частотах АСВ. Как правило, амплитуда этих колебаний значительно превосходит амплитуды вибраций на собственных частотах, что возводит акустические внутриконтурные эффекты в главные факторы виброизноса оборудования ГЦК.

На собственных частотах колебаний оборудование ГЦК «развязано» между собой по петлям и с корпусом РУ (то есть колебания независимы друг от друга), о чем свидетельствуют нулевые когерентности сигналов ДОП разных петель и пар сигналов «ДОП-ДАП».

Амплитуды вынужденных колебаний оборудования петель ГЦК, корпуса РУ на частотах АСВ, как правило, превосходят амплитуды вибраций на собственных частотах, что возводит акустические внутриконтурные эффекты в главные факторы виброизноса оборудования.

Создание опытного образца аппаратуры виброшумовой диагностики, позволило провести как многоканальные измерения виброхарактеристик активной зоны АЭС с РУ ВВЭР, так и опробовать новые технические решения по обработке низкоуровневых сигналов переменной составляющей ДПЗ и по расширению нижней границы частотного диапазона, которые были использованы при разработке ПТК СВШД.

3. Применены новые технические решения при разработке ПТК СВШД, что позволило обеспечить требуемые технические характеристики.

Разработаны новые принципы построения СВШД на базе унифицированного ряда программнотехнических средств, которые найдут применение в составе систем шумовой диагностики, как на действующих, так и на строящихся АЭС.

Разработано уникальное алгоритмическое обеспечение на основе методов анализа реакторных шумов, реализованное в виде сценариев, что позволило проводить раннюю диагностику оборудования РУ с постановкой автоматического диагноза.

4. Результаты проведенных исследовательских и опытно-конструкторски работ позволили осуществить разработку автоматизированной системы виброшумовой диагностики, которая по своим техническим характеристикам превосходит существующие зарубежные системы виброшумового контроля.

5.При создании СВШД был проведен полный цикл НИОКР в соответствии с требованиями ЕСКД и требованиями поставки аппаратуры для АЭС.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Thie J. Reactor noise. New York, 1963r.
  2. P. Статистические методы в физике ядерных реакторов: Перевод с английского / Под ред. Могильнера А. И. М.: Атомиздат, 1974 г.
  3. Десятилетний опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС. Сентябрь 1974, Материалы научно-технической конференции, г. Нововоронеж.
  4. Д.Ф., Павелко В. И. Новые методы шумовой диагностики ВВЭР. Атомная энергия, 1997 г., т.82, вып.4, с. 264−271.
  5. Г. Г., Гуцев Д. Ф., Павелко В. И. Физическая интерпретация нейтронно-шумовых образов ВВЭР. Атомная энергия, 1997 г., т.82, вып.4, с. 271−277.
  6. В.В., Гуцев Д. Ф., Павелко В. И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях. Атомная энергия 1995 г.- т.79, вып. 5.- с. 343−349.
  7. Bulavin V.V., Gutsev D.F., Pavelko V.I. Results of the signals noises analysis of the pressures sensors, the in-core and ex-core neutron detectors. Progress in Nuclear Energy 1995r., v.29,N ¾, p. 153−170.
  8. Г. Г., Павелко В. И. Опыт внедрения систем вибромониторинга на АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-440. Теплотехника 1999, № 6.- с.12
  9. А. И., Павелко В.И."WING" Программная система комплексного анализа временных рядов. Отчет ИАЭ, 1990 г.
  10. Федорович Е. Д, Фокин Б. С., Аксельрод А. Ф., Гольдберг Е. Н. Вибрации элементов оборудования ЯЭУ. М. Энергоатомиздат, 1989 г.
  11. Grabner A., Grunwald G., P. Liewers Р, W. Schmitt, W. Schumann, F.-P.Weis. Use of Noise Diagnostics for WWER-440: Отчет // Институт Ядерных Исследований. Германия, Розендорф, 1998 г.
  12. Fgy N.D., Kryter R.C., Robinson J.C. Analysis of Neutron density Oscillations resulting from core barrel Motion of the Palizades Nuclear Power Plant Report ORNL-TM-4570, Oak Ridge, Tennessee, 1974r.
  13. Trenty A. Operational feedback on internal structure vibration in 54 French PWRs during 300 fuel cycles. Progress in Nuclear Energy, 1995r., v.29, No.¾, p.347−356
  14. Bernard P. Monitoring, Diagnostic tools and Organisation for Machines at EDF. Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28−31 января 2003 г, г. Удомля.
  15. Wach D. The analysis at-power neutron flux noise in the frequency range of vibrating reactor structures. Annals in Nuclear Energy, 1975r., v.2, p.353.
  16. Wach D., Sunder R. Improved PWR neutron noise interpretation on detailed vibration analysis. Progress in Nuclear Energy, 1977r., v. l, p.309. SMORN2.
  17. Bastl W., Sunder R. and Wach D. On-line vibration monitoring of PWR internals. ANS/ENS Topical Meeting on Thermal Reactors Safety, 1980, Knoxville.
  18. Bastle W., Sunder R., Wach D. Experiences and results with COMOC an on-line vibration analysis and monitoring system. Progress in Nuclear Energy, 1985r., v.15, SMORN-4.
  19. Wehling H.-J., Kingler K., Stolben H. Vibration monitoring of KWU pressurized water reactor review, present status and further development. — Nuclear Technology, 1988r., v.80.
  20. Kolbasseff A., Sunder R. Lessons learned with vibration monitoring systems in German nuclear power plants. Progress in Nuclear Energy, 2003r., v.43, N1−4, p. 159 165 SMORN-8.
  21. Robinson J.C., Sharokhi F. Determination of core barrel motion from the neutron noise spectral density data-scale factor. Trans. Am. Nucl. Sos., 1976, v.23, p.458 -462.
  22. Robinson J.C., Hardy J.W., Shamblin G.R. Monitoring of Core Support Barrel Motion in PWR’s Using Ex-Core Detector. Progress in Nuclear Energy. 1977r., v. 1, p. 369- 372.
  23. Thompson J.P., Mc Coy G.R., Lubin C.T. Experimental value of percent variation in root-mean-square ex-core detector signal to the core barrel amplitude scale factor. -Nuclear Technology, 1980r., v.48, p. 122−127.
  24. PWR & BWR structures, v. 1, p.17 20.
  25. Fry D.N., Home G.P., Mayo C.W. Report of the first United States conference on utility experience with neutron noise analysis. Progress in Nuclear Energy, 1985r., v.15, p.503−511.
  26. Saito K. A Noise Pattern Library Effort in Japan. Prog. Nucl. En. v. 1, pp. 713, 1977r.
  27. F. Murata, K. Kato, F. Tomizama. Development of diagnosis system for a boiling water reactor. Nucl Tech. vol. 44, Vine 1979r, p. 104−117.
  28. Takahiko Ito, Katsumi Kawai, Yuri Hashimato. BWR plan diagnosis system development. Trans. Am. Nucl. Sos., 1981 г., v.39, p.641.
  29. Fujita Y., Oraki H. Neutron noise monitoring of reactor core PWR internal vibrations at PWR’s in Japan. Progress in Nuclear Energy, 1982r., v.9, p.531.
  30. Dragt J.B., Turkan E. Borssele PWR noise measurements, analysis and interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1977r, v. l, p.293 — 296, SMORN 2.
  31. Turkcan E. Review of Borssele PWR noise experiments analysis and instrumentation. Progress in Nuclear Energy, 1982r, v.9, p.437, SMORN 3.
  32. Turkcan E. On-line Monitoring of a PWR for Plant Survaillance by Noise Analysis, Progress in Nuclear Energy 15, 365,1985r, SMORN 4.
  33. Turkcan E., Winkelman A., Brevoord J., Stok P. Trend Monitoring and Noise Signal Processing System for Borssele NPP, Annual Meeting on Nuclear Technology, Dresden, May, paper 606, 200 lr.
  34. Barutcu В., Turkcan E. Real time reactor noise diagnostics for the Borssele (PWR) nuclear power plant. Progress in Nuclear Energy, 2003r., v.43, N1−4, p.137−143, SMORN-8.
  35. Kunze U., Meyer K. In-core reactor noise measurements at PWRs of WWER type and their interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1985r., v. 15, p.351 — 358.
  36. Geilhausen R., Reznik V., Titov S., Wehling H.-J. PC-based vibration monitoring in KOLA nuclear power plant system and commissioning results. In: Proceedings of 24th informal meeting on reactor noise. June 23−25, 1993r., Oybin.
  37. Kunze U., Bechold В. New generation of monitoring systems with on-line diagnostics. Progress in Nuclear Energy, 1995r., v.29, No.¾, p.215−227
  38. Рог G, L. P. Kantor, L. Sokolov: Experiences with a Reactor Noise Diagnostics system for VVER-1000 MWe Type Russian Reactors. SMORN VII Avignon (France) Vol.1. 19−23 June, 1995r.
  39. Czibok Т., Kiss G. Regular neutron noise diagnostics measurements at the Hungarian Paks NPP. Progress in Nuclear Energy, 2003r., v.43, N1−4, p.67- 74, SMORN-8.
  40. Miroslav Jakes. Monitoring and Diagnostic system of NPP TEMELIN Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28−31 января 2003, г. Удомля.
  41. Kozlosky Т., Lowenfeld S., Bauman D. Advanced Plant Information Systems Using Intelligent Monitoring and Diagnostics and the ALLY. Plant Monitoring and Diagnostics System, SMIRT Conference Post Conference Siminar, 1993r., Konstanz, Germany.
  42. Nuclear power plant. PWR. Vibration monitoring of internal structures. Norme International Standard. CEIIEC 61 502, 1999r.
  43. П.А., Соколов JI.А., Телегин О.А.// Отчёт по 1-ому этапу опытно-промышленной эксплуатации системы шумовой диагностики (KAZMER). Система реакторной шумовой диагностики (KARD), инв. N 902/6. 1992 г.-с.22.
  44. С.А., Соколов JI.A., Швецов Д. М. и др. Расчетно-эксперименталь-ные исследования спектральных характеристик нейтронных шумов реактора ВВЭР-1000. Отчет ФЭИ, инв.№ 8541,1993 г.
  45. Финкель Б. М, Овчаров О. В. Методика контроля ВКУ РУ ВВЭР-1000 по шумам нейтронного потока // Отчет ВНИИАЭС № 03−3236/2001r.
  46. Финкель Б. М и др. Предварительные результаты вибрации основного оборудования 3 блока Балаковской АЭС //Отчет ВНИИАЭС, инв. № 3−3237/2001.-Москва.-2001г.
  47. Г. В., Павелко В. И. Матвеев В.П., Овчаров О. В., Б.М. Финкель и др Основные спектральные характеристики вибросостояния РУ ВВЭР-1000. // Вопросы атомной науки и техники.- вып.З.-2002г.- с.46−52.
  48. Г. В., Павелко В. И. Матвеев В.П., Овчаров О. В., Б.М. Финкель и др. Программно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики РУ ВВЭР. //Вопросы атомной науки и техники.- вып.З.- 2002 г.- с.37−45.
  49. С.В., Матвеев В. П., Финкель Б. М. Датчики систем оперативной диагностики. //Теплоэнергетика № 6,1999 г.- с.33−37.
  50. Г. В., Финкель.Б.М, Павелко В. И., Усанов А.И.и др. Современные системы оперативной диагностики АЭС с РУ ВВЭР //14 ежегодная конференция ядерного общества России.- 2003 г.- Удомля. Калининской обл.- с. 103.136
Заполнить форму текущей работой

На отлично!