А.М. Загребаев1

1 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (Москва, Россия)
 

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.

Загребаев А.М. Статистический подход к ядерному реактору // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2023. Т. 21. № 2. С. 51–60. DOI: https://doi.org/10.18127/j0700814-202302-07

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. Степанов А.В. 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 // Атомная энергия. 1978. Т. 44. Вып. 4. С. 357–359.
29. Горюнов В.К. Перекосы поля нейтронов в реакторах при случайно распределенных возмущениях макросечений // 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 // 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. вузов. Сер.: 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 // Атомная энергия. 2011. Т. 111. № 2. 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. науч.-техн. семинара «Современные технологии в задачах управления, автоматики и обработки информации». М.: Изд-во МГУ. 2004.