Стохастический аналог периода реактора – время достижения заданного уровня числом нейтронов

Abstract

В теории и практике эксплуатации ядерных реакторов для контроля безопасности реактора широко используется детерминированная величина - период реактора. Предлагается наряду с периодом реактора использовать стохастический аналог этой величины – случайную величину времени достижения заданного уровня случайным процессом для числа нейтронов в реакторе. В работе рассмотрены различного рода модели для функции распределения времени жизни нейтронов в реакторе, знание которой важно в исследовании времени достижения уровня, и влияние максимально возможного времени достижения уровня на характеристики этой случайной величины.

У теорії і практиці експлуатації ядерних реакторів для контролю безпеки реактора широко використовується детермінована величина - період реактора. Пропонується поряд із періодом реактора використовувати стохастичний аналог цієї величини - випадкову величину часу досягнення заданого рівня випадковим процесом для числа нейтронів у реакторі. У роботі розглянуто різного роду моделі для функції розподілу часу життя нейтронів у реакторі, знання якої важливо в дослідженні часу досягнення рівня, і вплив максимально можливого часу досягнення рівня на характеристики цієї випадкової величини.

In theory and in practice the operation of nuclear reactors to control the safety of the reactor is widely used the deterministic value of period of the reactor. It is proposed along with the period of the reactor using a stochastic analogue of this magnitude - a random value of time to achieve a given level of a random process for the number of neutrons in the reactor. The paper discusses various models for the distribution function of the lifetime of neutrons in the reactor, the knowledge which is important in the study of time to achieve the level and impact of the maximum possible time to achieve the level of the characteristics of the random variable.