Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС
Прогнозирование радиационного формоизменения графитовой кладки является актуальной задачей при определении ресурса работы реакторов РБМК. В данной работе представлены эмпирические модели для описания и прогнозирования радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС. Модели...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2000 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2000
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78196 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС / В.В. Петров, А.С. Нефедов // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 85-89. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860258055744126976 |
|---|---|
| author | Петров, В.В. Нефедов, А.С. |
| author_facet | Петров, В.В. Нефедов, А.С. |
| citation_txt | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС / В.В. Петров, А.С. Нефедов // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 85-89. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Прогнозирование радиационного формоизменения графитовой кладки является актуальной задачей при определении ресурса работы реакторов РБМК. В данной работе представлены эмпирические модели для описания и прогнозирования радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС. Модели разработаны методом множественной регрессии на основе экспериментальных данных, полученных в процессе эксплуатации реакторов. Показано, что модели дают адекватное описание основных экспериментальных закономерностей и указывают на новые особенности в поведении графита РБМК. Модели могут быть использованы для других реакторов РБМК.
|
| first_indexed | 2025-12-07T18:51:50Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 621.039.532.21
РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ РАДИАЦИОННОГО ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ
ГРАФИТОВЫХ КОЛОНН РЕАКТОРОВ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
В.В. Петров, А.С. Нефедов (Чернобыльская АЭС, Украина)
Прогнозирование радиационного формоизменения графитовой кладки является актуальной задачей при
определении ресурса работы реакторов РБМК. В данной работе представлены эмпирические модели для
описания и прогнозирования радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыль-
ской АЭС. Модели разработаны методом множественной регрессии на основе экспериментальных данных,
полученных в процессе эксплуатации реакторов. Показано, что модели дают адекватное описание основных
экспериментальных закономерностей и указывают на новые особенности в поведении графита РБМК. Моде-
ли могут быть использованы для других реакторов РБМК.
Обширные экспериментальные исследования,
выполненные на исследовательских реакторах, по-
казывают, что радиационное формоизменение (РФ)
графита РБМК (ГР-280) сложным образом зависит
от флюенса нейтронов, температуры облучения и
внутренних напряжений в графите [1,2,3,6]. Послед-
ние исследования [4,5] указывают, что к перечис-
ленным факторам необходимо добавить также гам-
ма-излучение. Полученные на исследовательских
реакторах экспериментальные результаты легли в
основу ряда моделей [1,3], предложенных для коли-
чественного описания РФ. Однако до настоящего
времени не разработана расчетная модель для гра-
фита РБМК, которая удовлетворяла бы потребности
эксплуатации. Поэтому до сих пор расчетные оцен-
ки РФ графитовых колонн (ГК) выполняют по упро-
щенной модели, учитывающей только один фактор -
энерговыработку на ячейку, которая пропорцио-
нальна флюенсу нейтронов в этой ячейке [б,7]. Цель
данной работы заключается в разработке более реа-
листичной эмпирической модели, которая описыва-
ла бы основные закономерности РФ графита РБМК
с учетом конкретных условий облучения.
Пространственное распределение нейтронов в
реакторе РБМК и анизотропия свойств графита обу-
славливают необходимость раздельного рассмотре-
ния аксиальной и радиальной компонент деформа-
ции ГК. Соответственно будут рассмотрены две мо-
дели, описывающие поведение высоты ГК и поведе-
ние диаметра отверстия ГК.
При разработке моделей исходили из следующих
требований:
Модели должны описывать основные наблюдае-
мые закономерности РФ в рабочих интервалах энер-
говыработок (от 2500 до 10000 МВт·сут) и темпера-
тур (от 400 до 600 °С).
Модель для описания диаметра ГК должна опи-
сывать также поведение минимального диаметра,
так как именно этот параметр наиболее важен для
эксплуатации реактора.
Модели должны быть пригодны для целей
прогнозирования. Модели разрабатывали методом
множественной регрессии [8] на основе эксперимен-
тальных данных по формоизменению ГК, получен-
ных в процессе эксплуатации реакторов 1-го и З-го
энергоблоков Чернобыльской АЭС.
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ
Измерения высоты ГК выполняли с помощью ру-
летки и телевизионной камеры. Основная погреш-
ность измерений составила 2 мм. На каждой ГК вы-
полняли, как правило, по одному измерению.
Измерения диаметра отверстия ГК выполнены с
помощью специальной установки, разработанной и
изготовленной в СКТБ ИЯИ АН Украины. Основная
погрешность установки в интервале температур от
50 до 100°С не хуже 0,05 мм. Установка позволяла
измерять профили диметров по высоте ГК одновре-
менно в двух взаимно перпендикулярных плоско-
стях. На каждой ГК проводили от одного до трех из-
мерений. Перед каждым измерением выполняли ка-
либровку установки.
Температура ГК в разных сериях измерений из-
менялась от 70 до 90°С. Поправка на температурное
расширение графита не вводилась, что могло уве-
личить неопределенность в измерении высоты ГК
до 3 мм, а в измерении диаметра ГК до 0,06 мм.
ВЫБОР И РАСЧЕТ ФАКТОРОВ МОДЕ-
ЛЕЙ
При разработке моделей были рассмотрены и
определены физические факторы, которые входят в
математическую модель, как независимые перемен-
ные. При выборе этих факторов руководствовались
следующими соображениями:
Факторы должны отражать физическую суть яв-
ления РФ графита в рамках существующих пред-
ставлений.
Факторы должны быть статистически значимы-
ми, что определяется методами регрессионного ана-
лиза.
Факторы должны быть доступными для практи-
ческого применения в том смысле, что их измерение
или расчет может быть выполнен персоналом АЭС.
Анализ факторов с указанных позиций и стати-
стическая обработка экспериментальных данных
предопределили наличие в моделях следующих фак-
торов:
Средняя по высоте ГК энерговыработка в
рассматриваемой ячейке, Ео (МВт∙сут). Этот фактор
рассчитывается по стандартной для реакторов
РБМК программе "Призма".
Средняя энерговыработка, Е1 и Е2 ближайших к
рассматриваемой ячейке соседей в пределах первого
и второго радиуса (рис.1).
Средняя по высоте ГК и по времени эксплуата-
ции мощность энерговыделения в графите, Q((МВт),
которая в значительной степени определяет темпе-
ратуру облучения ГК. Q рассчитывали в соответ-
ствии с работой [9] для полиячейки 5 х 5.
Градиент энерговыработки в пределах первого
радиуса, G1 аналог градиента флюенса нейтронов
(рис.1):
G1= Е11-Е1З + Е12-Е14
Е21 Е12 Е22
Е11 Е0 Е13
Е24 Е14 Е23
Рис.1. Схема полиячейки 3 х 3 реактора РБМК
МОДЕЛЬ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ВЫСОТЫ
ГК (МОДЕЛЬ Н)
Модель разработана на основе эксперименталь-
ных данных (161 измерение), полученных на реакто-
ре З-го энергоблока:
Н=b0+ b1⋅Ео+ b2⋅Е1+ b3⋅Е2+
b4[Ео(Q-Q0]2+b5⋅G1 (1)
Здесь (Q0=0,057 МВт; значение Q0 подбиралось
таким образом, чтобы минимизировать остаточную
сумму квадратов регрессии.
Коэффициенты регрессии:
bо=8017мм bз=-0,0014
b1=-0,0058 b4=0,000051
b2=-0,0042 b5=0,00107
Качество описания экспериментальных данных
регрессионной зависимостью (1) показано на рис.2 и
характеризуется следующими параметрами. Стан-
дартная ошибка,S (S2дает оценку дисперсии относи-
тельно регрессии [8]): S=3,0 мм, относительная
ошибка: δ=S / H =0,04% .
Квадрат множественного коэффициента корреля-
ции, R2 ,характеризует долю общего разброса отно-
сительно H , объясняемую регрессией [8]: R2=0,92.
F-критерий характеризует значимость регрес-
сионного уравнения [8]: F=389.
Все коэффициенты регрессии статистически
значимы (достигнутый уровень значимости меньше
0,0001).
Для сравнения приведем параметры регрессии
для однофакторной модели (Ео):
bо=7998мм b1=-0,0065
S=8 мм; δ=S / H =0,10%; R2=0,51.
Рис.2. Аппроксимация экспериментальных данных
(О) моделью Н (1)
МОДЕЛИ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ДИАМЕТ-
РА ГK.
Модель D1 описывает поведение среднего по
высоте ГК диаметра на основе экспериментальных
данных, полученных на реакторе З-го энергоблока:
D =a0+ a1⋅Ео+ а2⋅Е1+ a3⋅E2+a4[E0(Q-Q0)]2 (2)
Параметры модели приведены в табл. 1.
С точки зрения эксплуатации реактора наи-
больший интерес представляет поведение мини-
мального диаметра ГК, так как Dmin в значительной
степени определяет величину газового зазора между
топливным каналом и ГК и соответственно ресурс
работы реактора. В принципе, для расчета Dmin фак-
торы, входящие в (2), необходимо пересчитать с
учетом аксиального распределения нейтронов в
каждой ячейке, усредненного за время эксплуата-
ции. Однако в настоящее время это не может быть
сделано, так как программа физического расчета ре-
актора РБМК "Призма" не предусматривает
контроль такого параметра. Поэтому для описания
Dmin в модель (2) был введен коэффициент высотной
неравномерности диаметра ГК, КZ, который рассчи-
тывали по изморенному высотному профилю диа-
метра ГК. Dmin рассчитывали усреднением мини-
мальных значений диаметров, измеренных в двух
плоскостях. Анализ полученных значений КZ пока-
зал, что высотный профиль D не коррелирует со
средним по времени распределением нейтронов по
высоте, который определяли по высотному распре-
делению внутреннего диаметра топливного канала.
Скорее всего, это связано с тем обстоятельством,
что профиль D зависит не только от высотного рас-
пределения нейтронов, но и от высотного распреде-
ления энерговыделения в графите, вклад в которое
дают как гамма-излучение, так и замедление нейтро-
нов. Поэтому введенный коэффициент КZ должен
учитывать среднее по времени аксиальное распреде-
ление флюенса нейтронов и температуры ГК.
Модель D2
Dmin =a0+a1⋅E0⋅Kz+a2⋅E1+a3⋅E2+a4[E0(Q-Q0)]2 (3)
Параметры модели приведены в таблице 1. На
рис.3 приведены экспериментальные и рассчитан-
ные по (3) значения Dmin. Рис.3, как и рис.2, содер-
жит не все экспериментальные данные, чтобы не
перегружать рисунки.
Рис.З. Аппроксимация экспериментальных данных
(О) моделью 02 (3)
По причинам, указанным выше, модель D2 не
может быть использована для прогнозирования по-
веденияDmin. Поэтому для прогнозирования Dmin ис-
пользовали Модель D3, которая содержит те же
факторы, что и модель D1. Это, конечно, привело к
худшему описанию экспериментальных данных (см.
табл.1). Аналогично была получена модель D4 для
описания Dmin графитовых колонн реактора 1-го
энергоблока. Модель D4 отличается от модели D3
тем, что в ней вклад фактора [E0(Q-Q0)]2 оказался
статистически незначимым. Скорее всего, это обу-
словлено нестабильностью модели, как будет пока-
зано в следующем разделе. Результаты расчетов
приведены в табл. 1
Таблица 1
РАССЧИТАННЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ И
ПАРАМЕТРЫ МОДЕЛЕЙ
Пара-
метры
МодельD1 МодельD2 МодельD3 МодельD4
Q0 0,047 0,047 0,047 -
a0 114,28 114,42 114,38 114,15
a1.105 -6,2 -6,5 -10,2 -5,5
a2.105 -3,2 -5,7 -6,1 -4,6
a3.105 -0,64 -1,1 -0,77 -1,6
a4.107 4,6 8,9 7,8 -
S 0,03 0,06 0,10 0.07
δ 0,03 0,05 0,09 0,06
R2 0,83 0,88 0,65 0,83
F 222 333 84 66
N* 180 180 178 42
N* количество экспериментальных точек
Все коэффициенты регрессий статистически зна-
чимы (достигнутый уровень значимости меньше
0,0001, за исключением коэффициентов а3; и а4 в мо-
дели D3, у которых уровень значимости равен 0,036
и 0,001 соответственно).
Для однофакторной модели (Ео) получены сле-
дующие параметры:
а0= 114,01 мм а1=- 0,000095
S=0,13 мм; δ=S / H =0, 11 %; R2=0.47.
УСТОЙЧИВОСТЬ МОДЕЛЕЙ
Представленные модели построены на основе
экспериментальных результатов, полученных в
условиях "пассивного" (не планируемого) экспери-
мента, что имеет ряд отрицательных последствий.
Во-первых, оценки коэффициентов регрессии могут
быть сильно коррелированы вследствие корреляции
факторов. Это не означает, что модель непригодна
для описания, но могут возникнуть проблемы при
прогнозировании поведением функции отклика,
если изменять только один фактор и использовать
соответствующий ему коэффициент. Это особенно
важно, если прогнозирование осуществляется за
пределы интервалов варьирования факторов, в рам-
ках которых была построена модель [8]. В качестве
критерия оценки степени корреляции факторов мы
использовали инфляционные множители дисперсий,
ИМД (диагональные элементы обратной корреляци-
онной матрицы факторов), которые согласно [8]
"должны быть больше 1, но, безусловно, меньше
10". В наших моделях ИМД всегда были больше 1 и
меньше 5.
Вторая проблема заключается в потери устойчи-
вости модели, которая проявляется в изменении ко-
эффициентов регрессии при сокращении объема
экспериментальной выборки, особенно при отбра-
сывании значений тех факторов, которые находятся
на границах интервала варьирования. Мы проверяли
устойчивость моделей путем последовательного от-
брасывания частей экспериментальной выборки,
определяемых по закону случайных чисел. При этом
контролировалась устойчивость коэффициентов и
параметров регрессии. Оставшиеся значения ис-
пользовались для воспроизведения модели и расчета
отброшенных значений. Расхождение с эксперимен-
тальными значениями отброшенной части выборки
(погрешность прогноза) служит естественной мерой
качества прогноза, а значит, и модели [8].
В модели Н коэффициенты регрессии остаются
стабильными, т.е. не выходят за пределы погрешно-
сти расчета (1 σ), при сокращении объема выборки
до (40 50) % При этом погрешность прогноза изме-
нялась в пределах (0,97…1,12)S. Для моделей D1-
D3, описывающих поведение диаметра отверстия
ГК, коэффициенты стабильны при сокращении
объема выборки до (30…40)%, a погрешность
прогноза изменяется в пределах (0,92…1,16)S. Мо-
дель D4 оказалась нестабильной, т.к. при сокраще-
нии объема выборки на (20…30)% коэффициенты
значительно изменялись вплоть до перемены знака.
ПОГРЕШНОСТЬ РАСЧЕТОВ
Рассмотрим возможные источники погрешно-
стей проделанных расчетов. К ним следует отнести:
1. Исходную дисперсность объектов контроля,
которая обусловлена двумя причинами. Во-первых,
это технологические допуски, принятые при их
изготовлении. Для высоты ГК допуск составляет 7
мм, а для диаметра 0,23 мм. Во-вторых, дисперсия
физических свойств графитовых блоков [10,11]. Эта
составляющая дает вклад в случайную погрешность.
2. Погрешность методов измерений. Эта погреш-
ность имеет как случайную, так и систематическую
составляющие. Наличие систематической погрешно-
сти может привести к значительной корреляции из-
мерений, так как они, как правило, выполняются
одной установкой (одним и тем же методом). При
статистической обработке результатов измерений
это не приводит к смещению оценок коэффициен-
тов, но оценки дисперсий получаются заниженными
[12]. Ранее на эту проблему не обращали внимания,
и хотя вклад методической погрешности в нашем
случае меньше погрешности, обусловленной дис-
персностью, тем не менее, эта задача требует своего
рассмотрения.
3. Погрешность, обусловленная неадекватностью
модели. Проверку адекватности моделей выполняли
в соответствии с [8], используя "параллельные" из-
мерения (измерения, выполненные в разных ячейках
реактора, но при одинаковых или близких значениях
факторов). Модель Н и модели D1, D2 не противо-
речат проверяемой гипотезе с доверительной веро-
ятностью 95%. Об этом же свидетельствуют высо-
кие значения R2 и близость полученных оценок S и
экспериментальных погрешностей. Модель D3 не
противоречит проверяемой гипотезе с доверитель-
ной вероятностью 70%. 0 причинах недостаточной
адекватности модели D3 говорилось выше.
ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ
Приведенные результаты свидетельствуют о до-
статочно хорошем описании экспериментальных ре-
зультатов в исследованном интервале факторов.
Рассмотрим, как представленные модели описывают
и прогнозируют поведение графита в соответствии с
известными экспериментальными закономерностя-
ми, полученными на исследовательских реакторах.
Рис.4. Качественная картина зависимости О (2) от
энерговыработки Е и энерговыделения (3)
На рис.4 приведена качественная З-мерная зави-
симость (2), наглядно демонстрирующая поведение
D в координатах Е и Q.
Как видно из рис.4, модель в соответствии с экс-
периментальными данными предсказывает наличие
максимума усадки графита (глобальный минимум
D ) при Q=Qо. Для сравнения с экспериментальны-
ми значениями температур облучения необходимо
по рассчитанной энерговыработке Q оценить сред-
нюю температуру ГК. Такие оценки были выполне-
ны в предположении, что условия теплосъема для
всех ГК одинаковы. Тогда средняя температура ГК
будет зависеть только от энерговыделения в графи-
те, Q, если учесть зависимость коэффициента тепло-
проводности графита РБМК от флюенса нейтронов
и температуры облучения [2]. Используя в качестве
привязки измеренные значения температур ГК в
температурных каналах реактора, получили следую-
щее соотношение между Q и средней температурой
ГК: Т=331+2055⋅Q.
Некоторые результаты расчета приведены в
табл.2.
Таблица 2
Q,МВт 0,047 0,057 0,0923
T,°C 430 450 520
В пределах погрешности выполненных оценок (≈
8°/о) полученные значения температур, соответству-
ющие Qо=0,047 и 0,057 МВт, примерно совпадают с
экспериментальными данными [1,2,13]. Основное
отличие заключается в отсутствии максимума усад-
ки для Q=Qо.
Далее, модель правильно предсказываeт наличие
максимума усадки графита при достижении энерго-
выработки Еmax (локальный минимум D ). после ко-
торой начнется стадия вторичного распухания, а
также смещение максимума в зависимости от темпе-
ратуры облучения. Оценим значения энерговырабо-
ток, при которых наблюдается максимум усадки. Из
(1) и (2) следует для модели Н:
Еmax = -b1/2b4(Q-0.057)2 ≈ 4.6 ⋅ 104 МВт·сут ;
погрешность оценки ≈ 0,8·104 МВт·сут
Для модели D1:
Еmax = -а1/2а4(Q - 0.047)2 ≈ З.3 104 МВт·сут;
погрешность оценки ≈ 0,6 104 МВт ·сут
При расчете использовали среднее по реактору
значение Q = 0,0923 МВт (Т=520 °С). Если исполь-
зовать привязку энерговыработки к флюенсу бы-
стрых нейтронов [6] 1 МВт ·сут ≈ 1018 см--2 (Еn > 0,18
МэВ), то полученные значения флюенсов примерно
в 2 – 3 раза превышают экспериментальные значе-
ния [1,2,14], соответствующие усадке графита в
направлении, перпендикулярном оси формования.
Однако в соответствии с выводами [4] эксперимен-
тальные значения флюенсов, полученных на иссле-
довательских реакторах, должны быть увеличены в
1,5 – 2 раза для реактора РБМК, что улучшает согла-
сие с нашими оценками.
Сравнение с предыдущими расчетными оценка-
ми РФ графита РБМК [6,7], которые использовали
однофакторную модель (Ео), показывает, что учет
влияния ближайших ячеек в пределах первых двух
радиусов, энерговыделения в графите и градиента
флюенса нейтронов позволяет существенно улуч-
шить описание экспериментальных результатов.
Выполненные оценки показали, что относительные
вклады в деформацию Н и D, обусловленные Е1 и
Е2, составляют соответственно 50 и 15% от Ео (по-
лучено усреднением по модели Н и модели D1). Эти
значения близки к вкладам, полученным при расче-
те энерговыделения в графите РБМК в результате
замедления нейтронов: 67 и 22% соответственно [9].
Можно предположить, что вклады соседних ячеек
обусловлены воздействием быстрых нейтронов.
Другая особенность представленных моделей за-
ключается в том, что модель Н отличается от моде-
лей D наличием дополнительного фактора, который
описывает градиент флюенса нейтронов. Раньше,
при облучении графита в исследовательских реакто-
рах, этот эффект не мог быть выявлен из-за малых
размеров облучаемых образцов. С физической точки
зрения, градиент флюенса нейтронов в ГК должен
приводить к появлению дополнительных внутрен-
них напряжений, но конкретный механизм его воз-
действия не ясен, так как градиент рассчитан для ра-
диального направления, а его влияние проявляется в
уменьшении осевой усадки.
В заключение отметим, что модель D3 и модель
Н были использованы для прогнозирования величи-
ны газового зазора и величины зацепления верхних
трактов каналов в узле их телескопического соеди-
нения при проведении замены 109 топливных кана-
лов реактора З-го энергоблока ЧАЭС в 1999г. На-
дежность прогноза (количество положительных ре-
зультатов прогноза/общее количество испытаний)
составила 83 и 94% для моделей D3 и Н соответ-
ственно. При этом необходимо отметить, что экспе-
риментальные выборки, по которым осуществляли
прогнозирование имели объем 72 (D3) и 54 (Н) из-
мерений.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Представлены эмпирические модели, которые
дают адекватное описание РФ графитовых колонн
реактора З-го энергоблока Чернобыльской АЭС.
Выполнен анализ погрешностей расчета. Модели ка-
чественно правильно описывают и прогнозируют
основные экспериментальные закономерности РФ
графита РБМК, полученные на исследовательских
реакторах. Впервые выявлено влияние градиента
флюенса нейтронов на РФ высоты ГК. Модели были
успешно использованы для прогнозирования пове-
дения РФ графитовых колонн реактора З-го энер-
гоблока Чернобыльской АЭС и могут быть исполь-
зованы для других реакторов РБМК.
ЛИТЕРАТУРА
1. В.В.Гончаров, Н.С. Бурлаков, Ю.С. Виргильев,
В.И.Карпухин, П.А. Платонов. Действие облуче-
ния на графит ядерных реакторов. М.: "Атомиз-
дат", 1978, с.272.
2. Нормы расчета на прочность типовых узлов и
деталей графита уран-графитовых канальных
реакторов ИГР-01-90. М., 1990.
3. В.И. Карпухин, В.Н. Маневский, П.А. Платонов,
0.К. Чугунов. Расчет напряженно-деформиро-
ванного состояния графитовых блоков реакторов
типа РБМК на основе различных моделей сплош-
ных сред// Вопросы атомной науки и техники.
Серия: Физика радиационных повреждений и ре-
акторное материаловедение”. 1994, вып. К61.
4. В.А. Николаенко и др. Влияние состава излуче-
ния на радиационную повреждаемость графита//
Атомная энергия, 1999, т.87, вып.1, с.24-28.
5. В.И. Карпухин, В.А. Николаенко, В.Н. Кузнецов
Критический флюсно нейтронов как фактор,
определяющий ресурс графита кладки РБМК.//
Атомная энергия, 1997, т.83, вып.5, с.325-330.
6. Л.А. Белянин и др. Безопасность АЭС с каналь-
ными реакторами (реконструкция активной
зоны). М: " Энергоатомиздат", 1997.
7. J.H. Bikel, P. Butcher, J. Mackey, D.A. Reny Ignali-
na NPP Unit 1. 1998 Graphite – Pressure Tube Gap
Measurement. AEAT, SCIENTECH, February,
1999, Rep.3.
8. Н. Дрейпер, Г. Смит. Прикладной регрессионный
анализ. М: "Статистика", 1973.
9. Радиационное энерговыделение в графитовой
кладке канального реактора типа РБМК с уче-
том фактической загрузки активной зоны: От-
чет 16.488 От., НИКИЭТ, 1984, с.24.
10. В.А. Николаенко, В.Н. Кузнецов, П.А. Платонов,
0.К. Чугунов Влияние неоднородности образцов
графита на их формоизменение при облучении//
Атомная энергия. 1999, т.87, вып.1, с.28-33.
11. Ю.С. Виргильев, В.Д. Балдин. Влияние вариации
свойств на работоспособность реакторного гра-
фита ГР-280// Атомная энергия, 2000, т.88,
вып.2, 0.119-125.
12. С.А. Вадиков, Н.С. Гай, Н.С. Работнов. Влияние
корреляции экспериментальных данных на по-
грешности оцененных нейтронных сечений//
Атомная энергия, 1999, т.86, вып.1, с.40-46.
13. Ю.С. Виргильев. Радиационная стойкость угле-
родных конструкционных материалов// Вопросы
атомной науки и техники. Серия: “Физика ра-
диационных повреждений и реакторное матери-
аловедение”. 1991, вып.1(55), с.15-26.
14. И.Г. Лебедев, Ю.С. Виргильев. Сравнительные
испытания радиационной стойкости реакторного
графита// Атомная энергия, 1998, т.85, вып.5,
с.377-382 .
УДК 621.039.532.21
РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ РАДИАЦИОННОГО ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ГРАФИТОВЫХ КОЛОНН РЕАКТОРОВ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ
ВЫБОР И РАСЧЕТ ФАКТОРОВ МОДЕЛЕЙ
МОДЕЛЬ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ВЫСОТЫ ГК (МОДЕЛЬ Н)
МОДЕЛИ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ДИАМЕТРА ГK.
УСТОЙЧИВОСТЬ МОДЕЛЕЙ
ПОГРЕШНОСТЬ РАСЧЕТОВ
ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-78196 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T18:51:50Z |
| publishDate | 2000 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Петров, В.В. Нефедов, А.С. 2015-03-12T19:11:50Z 2015-03-12T19:11:50Z 2000 Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС / В.В. Петров, А.С. Нефедов // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 85-89. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78196 621.039.532.21 Прогнозирование радиационного формоизменения графитовой кладки является актуальной задачей при определении ресурса работы реакторов РБМК. В данной работе представлены эмпирические модели для описания и прогнозирования радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС. Модели разработаны методом множественной регрессии на основе экспериментальных данных, полученных в процессе эксплуатации реакторов. Показано, что модели дают адекватное описание основных экспериментальных закономерностей и указывают на новые особенности в поведении графита РБМК. Модели могут быть использованы для других реакторов РБМК. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС Article published earlier |
| spellingShingle | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС Петров, В.В. Нефедов, А.С. Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| title | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС |
| title_full | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС |
| title_fullStr | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС |
| title_full_unstemmed | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС |
| title_short | Расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов Чернобыльской АЭС |
| title_sort | расчетная модель радиационного формоизменения графитовых колонн реакторов чернобыльской аэс |
| topic | Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| topic_facet | Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78196 |
| work_keys_str_mv | AT petrovvv rasčetnaâmodelʹradiacionnogoformoizmeneniâgrafitovyhkolonnreaktorovčernobylʹskoiaés AT nefedovas rasčetnaâmodelʹradiacionnogoformoizmeneniâgrafitovyhkolonnreaktorovčernobylʹskoiaés |