А.М. Загребаев - д.ф.-м.н., профессор, кафедра «Кибернетика», Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». E-mail: AMZagrebayev@ mephi.ru

Проанализирована эволюция статистического подхода к ядерному реактору как объекту исследования. Приведены результаты экспериментальных исследований на атомных электростанциях, обосновывающие необходимость статистического подхода к ядерному реактору. Даны математические модели, показаны результаты численных исследований и связь физических характеристик ядерного реактора со статистическими характеристиками поля нейтронов. Рассмотрены примеры решения конкретных задач статистическими методами.

 

1. Вейнберг А., Вигнер Е.Физическая теория ядерных реакторов: Пер. с англ. / Под ред. Я.В. Шевелева. М.: Изд-во иностр. лит. 1961.
2. Адамов Е. О., Орлов В. В., Габараев Б. А., Филин А. И. др. Инновационный проект АЭС с реактором БРЕСТ и пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС // Атомная энергетика. Состояние и перспективы: Материалы 3-й научно-технич. конф. Минатома России. Москва, 5 июня 2002 г. С. 85 - 107.
3. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Программа STEPAN-S для расчета характеристик ядерной безопасности. В сб. «Внутренняя безопасность ядерных энергетических установок». М.: ЦНИИатоминформ. 1991. с. 228, 229.
4. Feynman R. P., F. De Hoffmann, and R. Serber. Dispersion of the Neutron Enlission in U-235 Fission. // Journal of Nuclear Energy. 1956. № 3. P. 64
5. Pal L. On the Theory of Stochastic Processes in Nuclear Reactors. // NuovoCimento (supplement). 1958. № 7. P. 25.
6. Pal L. «Statistical Fluctuations of Neutron Multiplication». Geneva Conference. 1958. V. 16, 687, P. 1710.
7. Уриг Р. Статистические методы в физике ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1974.
8. Gohn G.E. A Simplified Theory of Pile Noise. // Nuclear Science and Engineering. 1960. V. 7. № 5.P. 472.
9. Sheff J.R., Albrecht R.W. The Space Dependence of Reactor Noise. // Nuclear Science and Engineering. 1966. V. 24. № 3.P. 246.
10. Sheff J.R., Albrecht R.W. The Space Dependence of Reactor Noise. // Nuclear Science and Engineering. 1966. V. 26. № 2. P. 207.
11. Herr J.D., Thomas J.R. Noise analysis for monitoring the moderator tem-perature coefficient of pressurized water reactors. // Nuclear Science and Engineering. 1991. V. 108. P. 341 - 346.
12. Housiadas C., Antonopoulos-Domis M. The effect of fuel temperature on the estimation of the moderator coefficient in PWRs. // Annals of Nuclear Energy. 1999. V. 26. P. 1395 - 1405.
13. Kostic L.J., Runkel J., Stegemann D.Thermohydraulics surveillance of pressurized water reactors by experimental and theoretical investigations of the low frequency noise field // Progress in Nuclear Energy. 1988. V. 21. P. 421 - 430.
14. Kostic L. Monitoring of the temperature reactivity coefficient at the PWR nuclear power plant // Annals of Nuclear Energy. 1997. V. 24. P. 55 - 64.
15. Laggiard E., Runkel J. Evaluation of the moderator temperature coefficient of reactivity in a PWR by means of noise analysis // Annals of Nuclear Energy. 1997. V. 24. P. 411 - 417.
16. Laggiard E., Runkel J. Noise analysis estimation of the moderator temperature coefficient for a PWR fuel cycle // Annals of Nuclear Energy. 1999. V. 26. P. 149 - 156.
17. Pazsit I. Two-phase flow identification by correlation technique. // Annals of Nuclear Energy. 1986. V. 13. P. 37 - 41.
18. Shieh D.J., Upadhyaya B.R., Sweeney F.J. Application of noise analysis technique for monitoring the moderator temperature coefficient of reactivity in pressurized water reactors. // Nuclear Science and Engineering. 1987. V. 95. P. 14 - 21.
19. Sweeney F.J. In-core coolant velocity measurements in a pressurized water reactor using temperature-neutron noise cross-correlation. // Transactions of the American Nuclear Society. 1984. V. 46. P. 736 - 738.
20. Thomas J.R., Herr J.D., Wood D.S. Noise analysis method for monitoring the moderator temperature coefficient of pressurized water reactors. I. Theory. // Nuclear Science and Engineering. 1991. V. 108. P. 331 - 340.
21. Upadhyaya B.R., Shieh D.J., Sweeney F.J., Glockler O. Analysis of in-core dynamics in pressurized water reactors with application to parameter monitoring. Progress in Nuclear Energy. 1988. V. 21. P. 261 - 269.
22. Williams M.M.R. The effect of random material density on reactor criticality // Atomkernenergie. 1973. V. 22. P. 248 - 250.
23. Воронцов Б.А., Емельянов И.Я., Подлазов Л.Н. и др. Вопросы диагностики физических характеристик РБМК по нейтронным шумам. // Атомная энергия. 1980. Т. 48. Вып. 3. С. 145 - 48.
24. А.В. Степанов Средняя плотность потока нейтронов в неоднородных средах, NeutrjnThermalizationandReactjrSpectra,  International atomic energy agency. Vienna., 1968. V. 1. P. 193-222.
25. Галанин А.Д. Теория возмущений для уравнения с одной группой нейтронов // Атомная энергия. 1986. Т. 60. Вып. 4. С. 267 - 273.
26. Карпов В.А., Назарян В.Г., Постников В.В. Исследование случайной составляющей распределения тепловыделения в ядерном реакторе. // Атомная энергия. 1976. Т. 40. Вып. 6. С. 456 - 460.
27. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
28. Горюнов В.К. Пространственные флюктуации распределения нейтронов и мощности в критическом реакторе. // М.: Атомная энергия. 1978. Т. 44. Вып. 4. С. 357 - 359.
29. Горюнов В.К.Перекосы поля нейтронов в реакторах при случайно распределенных возмущениях макросечений // М.: Атомная энергия. 1980. Т. 49. Вып. 5. С. 321 - 323.
30. Гомин Е.А., Городков С.С. О некоторых свойствах флюктуаций нейтронного поля в ядерном реакторе // М.: Атомная энергия. 1979. Т. 46. Вып. 3. С. 187 - 188.
31. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат. 1980.
32. Загребаев А.М., Насонова В.А. Вероятностные характеристики плотности потока нейтронов в ядерном реакторе при случайных возмущениях в свойствах среды. Изв. высш. учебн. зав. Ядерная энергетика. 2009. № 4. С. 71 - 78.
33. Загребаев А.М., Насонова В.А., Овсянникова Н.В. Математическое моделирование ядерного реактора при случайных возмущениях технологических параметров. Монография. М.: НИЯУ МИФИ. 2011. 180 с.
34. Загребаев А.М., Насонова В.А. Исследования статистических характеристик плотности потока нейтронов при случайных возмущениях в свойствах среды. Естественные и технические науки. 2010. № 6. С. 562 - 564.
35. Загребаев А. М., Насонова В. А., Овсянникова Н. В. Статистические исследования плотности потока нейтронов в ядерном реакторе при случайных возмущениях свойств среды. М.: Атомная энергия. № 2. Т. 111. Август 2011. C. 88 - 92.
36. Загребаев А.М. Оценка вероятности образования локальных надкритических зон при случайных возмущениях свойств среды. // Алгоритмы обработки информации в сложных системах. М.: Энергоатомиздат. 1991.
37. Загребаев А.М.Вероятность образования локальных надкритических зон при случайных возмущениях материального параметра среды. // Нейтронно-физические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок. Тезисы докл. VI Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4 - 8 сентября. 1989 г. ЦНИИ АТОМИНФОРМ.
38. Загребаев А.М.Об оценке вероятности выброса избытка коэффициента размножения нейтронов в фазовом объеме Труды Х Междунар. научно-техн. семинара «Современные технологии в задачах управления, автоматизации и обработки информации». 2001.
39. Загребаев А.М.О связи физических и статистических характеристик поля нейтронов при случайных возмущениях свойств среды. // Инженерная физика. 2005. № 4. С. 7 - 11.
40. Загребаев А.М., Козьмин Л.А., Крайко М.А. Математическое обеспечение для определения постоянной времени графитовой кладки реактора РБМК-1000 в пассивном эксперименте, Труды ХIII Междунар. научно-техн. семинара «Современные технологии в задачах управления, автоматики и обработки информации». М.: Изд-во МГУ. 2004.