This investigation was performed on a vessel heat-engineering bench. The working medium was water under pressure up to it 20.5 MPa and temperature from 20 (cold) to 350°C (hot). The controllers were a β-emission sensor of level and a Sapfir-22DD differential manometer as the standard. The objective was to determine the characteristics of a β-emission sensor under the conditions of the working medium. Analysis of the experimental data showed that the indications of the β-emission sensor and differential manometer were identical and linear as a function of the level of both the cold and hot water. The characteristics of the β-emission sensor are: minimal response time and measurement error, very small dimensions, serviceability at pressures to 20.5 MPa and temperature to 350°C, at least 10 years life, and energy independence of the primary converter.

The MBIR multipurpose, sodium-cooled, fast reactor designed by NIKIET is supposed to be started up in 2019 on the grounds of NIIAR. The reactor will be used to study and test new types of nuclear fuel, coolant, and building materials. This article reviews the subcriticality monitoring system of the MBIR reactor facility. The purpose, composition, and mathematical software of the subcriticality monitoring system are described.

We study two-dimensional discrete integrable equations of order 1 with respect to one independent variable and m with respect to another one. A generalization of the multidimensional consistency property is proposed for this type of equations. The examples are related to the Backlund-Darboux transformations for the lattice equations of Bogoyavlensky type.

One way to increase the accuracy of monitoring general and distributed parameters of the core of a nuclear reactor is to calibrate the in-reactor neutron and γ-ray detectors. The calibration can be performed before the detectors are placed in the core as well as periodically during operation. The approaches used to calibrate detectors for different types of modern nuclear reactors are examined and the accuracy of some methods of calibration is presented.

The most important component of reliable and safe operation of a nuclear reactor is controlling its distributed and general parameters. Different in-reactor control systems used previously and currently in NPP with RBMK are examined. The means for controlling the power release in the reactor core are examined and the methods for reconstructing the power release in RBMK are reviewed briefly.

One way to decrease the dispersion of the reconstruction of the radial-azimuthal power-release distribution in the Prizma-M code of the SKALA-mikro RBMK information and measuring system is examined. It reduces to using iteration together with statistical interpolation. The expediency of this approach is shown on the basis of sections of the states of the No. 4 unit at the Leningradskaya NPP and the No. 1 unit at the Smolensk NPP.

A method is proposed for calculating the frequency of exceedance above the critical power of fuel assemblies in stationary operating regimes of RBMK-1000 on the basis of information about errors in regulation and monitoring of fuel-channel parameters.

A computational-experimental procedure for reconstructing the axial neutron flux density and power-release distributions using the Prizma-M program is described. An approach to reconstructing the axial neutron flux density and power-release distributions in the RBMK-1000 assembly channels by using extended detectors with a hafnium dioxide emitter to scan the core is presented. This approach made it possible to compare the reconstruction accuracy of the semi-empirical and computational-experimental procedures used in Prizma-M. It is shown that the reconstruction error for the axial neutron-flux density distribution does not exceed the attested error of the Prizma-M program.

We study integrable hierarchies associated with spectral problems of the form P psi = lambda Q psi, where P and Q are difference operators. The corresponding nonlinear differential-difference equations can be viewed as inhomogeneous generalizations of the Bogoyavlensky-type lattices. While the latter turn into the Korteweg-de Vries equation under the continuous limit, the lattices under consideration provide discrete analogs of the Sawada-Kotera and Kaup-Kupershmidt equations. The r-matrix formulation and several of the simplest explicit solutions are presented.

An algorithm is proposed for reconstructing the radial-azimuthal distribution of the energy release in an RBMK-1000 core and its program implementation is constructed. Calculations of the dependence of the ratio of the sensitivity of a hafnium detector on the integrated current are presented. It is shown that the proposed algorithm will make it possible to increase the reconstruction accuracy of the power of process channels.

The auxiliary linear problems are presented for all discretization levels of the Hirota-Ohta system. The structure of these linear problems coincides essentially with the structure of Nonlinear Schrodinger hierarchy. The squared eigenfunction constraints are found which relate Hirota-Ohta and Kulish-Sklyanin vectorial NLS hierarchies. (C) 2010 Elsevier B.V. All rights reserved.

Testing of the computer code Reactor Operator’s Adviser on the No. 3 unit of the Leningradskaya nuclear power plant showed that the recommendations given in the code increase substantially (by a factor of 1.2) the minimum margin to the P2 level for the adjusted signal from the in-reactor detectors along the radius and decrease the maximum temperature of the graphite masonry by 12°C and the maximum nonuniformity factor of the energy release distribution by 3%. Operation for 3.5 h using the Reactor Operator’s Adviser code recommendations maintained the operational parameters characterizing the energy release distribution along the core radius and height within acceptable limits.

The auxiliary linear problems are presented for all discretization levels of the Hirota-Ohta system. The structure of these linear problems coincides essentially with the structure of Nonlinear Schr\odinger hierarchy. The squared eigenfunction constraints are found which relate Hirota-Ohta and Kulish-Sklyanin vectorial NLS hierarchies.

Refueling optimization is examined for RBMK. The optimal distribution of burnup and the number of inserted control rods is discussed. The possible effect of optimization is evaluated. Modeling shows that the economic effect of optimization of refueling at nuclear power plants can be comparable to strategic measures such as increasing fuel enrichment.

The zero curvature representations, Bäcklund transformations, nonlinear superposition principle and the simplest explicit solutions of soliton and breather type are presented for two vector generalizations of modified Volterra lattice. The relations with some other integrable equations are established.

Александров С. И., Зайцев М. П., Ильина Л. И., Постников В. В., Юркин Г. В., Якунин И. С. (НИКИЭТ им. К. А. Доллежаля), Власов В. А. (МИФИ) В практике проектирования и эксплуатации энергонапряженных ядерных реакторов неизбежно приходится сталкиваться с двумя типами погрешностей - погрешностью измерения и погрешностью регулирования, чаще всего выравнивания, распределения энерговыделения и других распределенных параметров активной зоны [1]. Обычно запас до предела безопасной эксплуатации рассчитывается в предположении независимости ошибок от измеряемого значения и алгоритма регулирования, хотя, как показано в работе [2], при больших ошибках измерений это не так и следует вносить поправки, обусловленные моделированием выравнивания и ошибок измерения. Правомерно отдельно рассматривать две задачи определения распределения погрешности измерения: как для наиболее напряженного топливного канала, не имеющего конкретной координаты, так и для каждого канала реактора при различных способах регулирования параметров, например, без выравнивания или при минимизации неравномерности параметра по активной зоне. Подробное рассмотрение первой задачи представлено в работе [2]. Настоящая работа посвящена решению второй задачи и обобщению полученных результатов. Рассмотрим вначале результаты решения первой задачи [2], в которой определяли погрешность контроля коэффициента неравномерности радиально-азимутального распределения энерговыделения Кг в режимах без выравнивания и с выравниванием распределения энерговыделения в РБМК-1000. Однако они могут использоваться и для других энергонапряженных реакторов, оснащенных или не оснащенных системами внутриреакторного контроля. В последнем случае в качестве средства контроля используются проектные нейтронно-физические расчеты. Режим без выравнивания изучали аналитически и методом статистического моделирования, режим с выравниванием - только с применением последнего. В режиме с выравниванием применяли двумерную программу БОКРУС [1] оптимизационного нейтронно-физического расчета РБМК-1000 для реального состояния реактора 1-го энергоблока Ленинградской АЭС на январь 1977 г. Результаты аналитического рассмотрения приведены в табл. 1 для режима без выравнивания распределения энерговыделения при ор = (Кг - 1)/3 и средней мощности топливных каналов Wf = 1. Расчет проводился для случая усеченного на уровне ±3ор нормального распределения истинной мощности топливных каналов. Согласно данным табл. 1 истинный коэффициент неравномерности Кг при среднеквадратичной погрешности контроля мощности топливного канала ое = 0,04 может превысить из- Л меренный Кг на 0,12 и 0,03 с вероятностью 0,001 для отношения у = ае/ар = 0, где ор - среднеквадратичная погрешность регулирования распределения энерговыделения, и у = = (0в= 0,04)/(ор= 0,12) = 1/3 соответственно. Для у - 0 (высокий коэффициент Кг и/или точные измерения) отношение е/оЕ соответствует традиционному квантилю -3, однако далее с увеличением у е/аЕ растет и даже становится положительной. ... стр. 294 ... Таблица 1. Зависимость при погрешности z/at определения истинного Кг с доверительной вероятностью Рй = 0,999 от числа топливных каналов реактора п = 1587 (РБМК-1000) и и = 1000 (гипотетический реактор) и от отношения у = ojav среднеквадратичной погрешности контроля мощности топливного канала а? к среднеквадратичной погрешности регулирования распределения энерговыделения с,, =1587 я =1000 у =====z=======1======;=======1================-=ѓ=======1======;=======1============= ?%? е/ое Е,/ОЕ ?/сЕ е/ое 0 0 -3 - 3 0 -3 -3 1/3 0.65 -1,40 -0.75 0,45 -1,51 -1,05 1 1.61 -0,92 0,69 1,45 -0,95 0,5 3 2,5 -0,75 1,75 2,38 -0,78 1,6 3,35 -0,72 2,63 3,25 -0,75 2,5 Примечание. - медианная ошибка измерений Кп - центрированная относительно ё, ошибка, так что Е = ё + ё. Таким образом, рассмотренный подход к определению превышения с вероятностью 0,001 истинным коэффициентом Кг измеренного Кг дает значение примерно на 0,09 ниже традиционного подхода для режима без оперативного выравнивания распределения энерговыделения при у = 1/3, что более всего соответствует ВВЭР. Для РБМК при исследовании методом статистического моделирования ошибки измерений задавали перед началом выравнивания и сохраняли неизменными в течение всего процесса (примерно 55 итераций). Целевой функцией выравнивания была минимизация измеренного коэффициента Кг, т.е. Кг -> min. После завершения выравнивания сравнивали асимптотические значения истинного и измеренного коэффициентов Л Кг, т.е. К и К соответственно. Выравнивание проводили многократно для различных реализаций ошибок измерений. В соответствии с результатами статистического моделирования [2] можно констатировать, что при ое= 0,04 традиционный подход (За) дает примерно на 0,09 и 0,05 большее превышение с вероятностью 0,001 истинного Кг над измеренным по сравнению с предлагаемым для режимов без выравнивания и с выравниванием соответственно. Рассмотрим распределение погрешности измерений для каждого топливного канала.

The problems of increasing the accuracy of energy release distribution and storage monitoring up to the limits of safe operation of RBMK-1000 reactors are examined. Accuracy can be increased by automatically optimizing some constants used in the special software of the SKALA-mikro system and by periodic self-certification of the algorithm used to determine the computational error in the energy-release distribution. It is shown that tests performed by periodically scanning the core with a calibrated detector and by successively switching off the detectors give close results.