ИССЛЕДОВАНИЕ КОРРЕЛЯЦИОННЫХ СВЯЗЕЙ МЕЖДУ СОСТАВЛЯЮЩИМИ КОМПОНЕНТАМИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В РЕАКТОРЕ ИГР

В работе представлены результаты исследования взаимосвязи между мгновенной и запаздывающей компонентами энерговыделения в активной зоне импульсного исследовательского реактора ИГР при холодном состоянии активной зоны. С использованием программного кода MCNP6 выполнена серия расчетов мгновенного и запаздывающего энерговыделения с высокой статистической точностью, получены детальные данные о пространственном распределении энерговыделения по всем колоннам и блокам активной зоны и отражателя. Для количественной оценки взаимосвязи применен ранговый коэффициент корреляции Спирмена, значения которого для всех исследованных колонн превысили 0,98, что свидетельствует о наличии монотонной статистической зависимости между мгновенным и запаздывающим энерговыделением. Методом наименьших квадратов в логарифмическом масштабе определены параметры степенной зависимости запаздывающего энерговыделения от мгновенного энерговыделения для восьми типов колонн; коэффициент детерминации R² > 0,97 подтверждает адекватность моделей. При этом подчеркивается, что установленная корреляционная связь не является доказательством причинно-следственной связи между мгновенным и запаздывающим энерговыделением, а отражает влияние нейтронного поля на формирование обоих компонентов энерговыделения. В отличие от традиционного подхода, предполагающего прямой расчет запаздывающей компоненты, предложенный подход позволяет оценивать запаздывающее энерговыделение по значениям мгновенного энерговыделения с использованием полученных степенных зависимостей. Полученные результаты могут быть использованы для ускорения нейтронно-физических расчетов при многовариантном анализе экспериментальных конфигураций, а также при разработке сопряженных методик моделирования для реакторных исследований.

1. Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А. Особенности расчета мощности элементов экспериментального устройства для реакторных испытаний на игр. Вестник НЯЦ РК. 2020;(2):55-60. https://doi.org/10.52676/17297885-2020-2-55-60

2. Ruslan A. Irkimbekov, Vladimir A. Vityuk, Galina A. Vityuk, Olzhas M. Zhanbolatov, Artur S. Surayev, Yuri A. Popov, Andrey N. Kotlyar Development of a new computational support tool for experiments in the impulse graphite reactor // Nuclear Engineering and Design 2025, 443, 114278, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114278.

3. Vurim A.D., et al. The IGR reactor research capabilities // Annals of Nuclear Energy.– 2018.– Vol. 113.– P. 126–132.

4. MCNP-6.1 Monte-Carlo N-Particle Transport Code: Los Alamos National Laboratory.

5. Chadwick M.B. et al. ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data. Nuclear Data Sheets. 2011. Vol. 112, No. 12. P. 2887–2996. DOI:10.1016/j.nds.2011.11.002.

6. Спирмен Ч. Доказательство и измерение связи между двумя вещами // Американский журнал психологии. – 1904. – Т. 15, № 1. – С. 72–101. DOI: 10.2307/1412159.

7. Дрейпер Н., Смит Г. Прикладной регрессионный анализ. – М.: Вильямс, 2016. – 912 с.

8. Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. – М.: Физматлит, 2006. – 816 с.