Устройство для измерения реактивности ядерного реактора

Авторы патента:

Жуков Александр Максимович (RU)

Литицкий Владимир Андреевич (RU)

G21C17/10 - конструктивное объединение топливных элементов, управляющих стержней, активной зоны или системы замедлителя с приборами, например для измерения радиоактивности, напряжений

Владельцы патента RU 2474891:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. Устройство содержит последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь (1), частотно-импульсный измеритель (14), блок деления (5), промежуточный вычислитель реактивности (12). При этом аналого-цифровой преобразователь (14) соединен соответственно с блоком деления (5) и промежуточным вычислителем реактивности (12), последовательно соединенными задатчиком групповых параметров запаздывающих нейтронов (9), сумматором значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов (13), делителем счета детектора и сумм амплитуд (6), логарифматором (10), первым дифференциатором (8), последовательно соединенными блоком начала отсчета (11), детектором нейтронов (7) и последовательно соединенными вторым дифференциатором (2), вычислителем поправочного слагаемого (3), вычислителем реактивности (4). Блок начала отсчета (11) соответственно соединен с промежуточным вычислителем реактивности (4) и блоком делителя счета детектора и сумм амплитуд (6), задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов (9) - с промежуточным вычислителем реактивности (4), первый дифференциатор (8) соединен с вычислителем поправочного слагаемого (3), а промежуточный вычислитель реактивности (12) соединен со вторым дифференциатором (2). Технический результат - повышение точности измерения реактивности ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам.

Известен цифровой реактиметр, содержащий несколько детектирующих каналов, работающих как в импульсном, так и в токовом режиме; блок, задающий параметры запаздывающих нейтронов для различных версий групповых констант, а также блоки, предназначенные для регистрации измеряемого значения сигналов реактивности и представления их в форме, удобной для целей аварийной защиты и анализа вводимых реактивностей [Казанский Ю.А., Матвеенко И.П., Тютюнников П.Л., Шокодько А.Г., К учету пространственных эффектов при измерении реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики. Атомная энергия, т.51, вып.6, декабрь 1981, с.387-389].

Недостатком известного устройства является то, что при измерении больших отрицательных реактивностей в активных зонах быстрых реакторов с существенным влиянием пространственных эффектов невозможно в режиме реального времени определить перекос нейтронного поля, что ведет к пространственной зависимости измеряемого значения реактивности, что особенно сильно проявляется при измерении на реакторах, имеющие большие геометрически размеры.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для измерения реактивности ядерного реактора, содержащее аналого-цифровой преобразователь с промежуточным преобразованием аналогового сигнала в частоту импульсов, на вход которого подан аналоговый сигнал, а цифровой выход соединен с вычислителем реактивности, где для повышения точности измерения введены блок деления и частотно-импульсный измеритель периода ядерного реактора, вход которого соединен с частотным выходом аналого-цифрового преобразователя, а выход - с входом делителя блока деления, вход делимого которого соединен с цифровым выходом аналого-цифрового преобразователя, выход блока деления соединен со вторым входом вычислителя реактивности [Авторское свидетельство СССР №1,069,004 от 23.01.84 «Измеритель реактивности ядерного реактора»].

Недостатком известного устройства является относительно низкая точность измерения значений реактивности, обусловленная зависимостью от влияния пространственных эффектов.

Задачей изобретения является повышение точности измерения реактивности ядерного реактора путем введения дополнительных блоков, позволяющих в режиме реального времени вычислять значение реактивности с учетом изменения эффективности детекторов.

Технический результат заключается в повышении точности измерения реактивности ядерного реактора.

Для устранения указанного недостатка в устройстве для измерения реактивности ядерного реактора, содержащем последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь, частотно-импульсный измеритель, блок деления, промежуточный вычислитель реактивности, причем аналого-цифровой преобразователь соединен соответственно с блоком деления и промежуточным вычислителем реактивности, предлагается дополнительно снабдить устройство:

- последовательно соединенными задатчиком групповых параметров запаздывающих нейтронов, сумматором значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов, делителем счета детектора и сумм амплитуд, логарифматором, первым дифференциатором,

- последовательно соединенными блоком начала отсчета, детектором нейтронов,

- последовательно соединенными вторым дифференциатором, вычислителем поправочного слагаемого, вычислителем реактивности,

- блок начала отсчета соединить с промежуточным вычислителем реактивности и делителем счета детектора и сумм амплитуд,

- задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов соединить с промежуточным вычислителем реактивности,

- первый дифференциатор соединить с вычислителем поправочного слагаемого,

- промежуточный вычислитель реактивности соединить со вторым дифференциатором.

Принципиальная схема устройства представлена на фигуре 1, на которой приняты следующие обозначения: 1 - аналого-цифровой преобразователь, 2 - второй дифференциатор, 3 - вычислитель поправочного слагаемого, 4 - вычислитель реактивности, 5 - блок деления, 6 - делитель счета детектора и сумм амплитуд, 7 - детектор нейтронов, 8 - первый дифференциатор, 9 - задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов, 10 - логарифматор, 11 - блок начала отсчета, 12 - промежуточный вычислитель реактивности, 13 - сумматор значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов, 14 - частотно-импульсный измеритель периода реактора.

На фигуре 2 представлены результаты обработки данных. Макет данного устройства использовался при измерении реактивности на макете быстрого реактора.

Производилось вычисление реактивности для различнорасположенных детекторов в режиме реального времени (D1 R, D2 R). Для сравнения приведены данные реактиметра (D1 RES, D2 RES) с учетом пространственных эффектов, однако вычисление реактивности происходит уже по алгоритму неработающим в режиме реального времени.

Устройство для измерения реактивности ядерного реактора содержит последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь 1, предназначенный для преобразования аналогового сигнала в цифровой, частотно-импульсный измеритель 14, предназначенный для измерения частоты импульсов, блок деления 5, предназначенный для вычисления периода реактора, промежуточный вычислитель реактивности 12, предназначенный для вычисления реактивности по точечной модели, последовательно соединенные блоки задатчика групповых параметров запаздывающих нейтронов 9, предназначенного для введения групповых параметров запаздывающих нейтронов α_i, β_i различных баз констант нейтронных библиотек, сумматора значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов 13, предназначенного для суммирования введенных значений параметров запаздывающих нейтронов, делителя счета детектора и сумм амплитуд 6, логарифматора 10, предназначенного для вычисления натурального логарифма, первого дифференциатора 8, предназначенного для дифференцирования данных, полученных в логарифматоре, последовательно соединенные блоки начала отсчета 11, предназначенные для записи времени с момента начала отсчета времени, детектора нейтронов 7, предназначенного для получения данных с нейтронных детекторов, последовательно соединенные блоки: второго дифференциатора 2, предназначенного для вычисления изменения реактивности, полученной из уравнения точечной кинетики, вычислителя поправочного слагаемого 3, предназначенного для вычисления поправочного слагаемого, вычислителя реактивности 4, предназначенного для вычисления измеряемой реактивности с учетом влияния пространственных эффектов. Аналого-цифровой преобразователь 1 соединен соответственно с блоком деления 5 и промежуточным вычислителем реактивности 12. Блок начала отсчета 11 соответственно соединен с промежуточным вычислителем реактивности 12 и блоком делителя счета детектора и сумм амплитуд 6. Блок задатчика групповых параметров запаздывающих нейтронов 9 также соединен с промежуточным вычислителем реактивности 12. Первый дифференциатор 8 соединен с вычислителем поправочного слагаемого 3. Промежуточный вычислитель реактивности 12 соединен со вторым дифференциатором 2.

Сущность изобретения поясняется следующим образом. При скачкообразном законе изменения эффективности детектора абсолютную погрешность (Δρ) измерения реактивности, связанную с изменением эффективности детектирования (δω), в чем и проявляется влияние пространственных эффектов, можно определить следующим образом:

Поскольку при t>0 ρ₀ - величина постоянная и , то, продифференцировав (1) по t, получим второе уравнение в виде

Из (2) получим

Подстановка (3) в (1) даст нам простое соотношение для реактиметра, подавляющего влияние пространственного эффекта,

В уравнении (4) первое слагаемое - результат вычисления реактивности обычным («точечным») реактиметром, а второе - результат корректировки этого значения при ступенчатом изменении эффективности детектирования. Все величины, входящие в (4), определяются в рамках одного эксперимента. Таким образом, реализовав данный алгоритм в цифровом реактиметре, можно находить значение реактивности с учетом поправки на влияние изменения эффективности детекторов в режиме реального времени.

Устройство работает следующим образом.

После начала отсчета времени t₀ 11 счета каналов детекторов 7 поступают в аналого-цифровой преобразователь 1, затем в блок частотно-импульсного измерителя периода реактора 14, после чего в блок деления 5, затем поступают в промежуточный вычислитель реактивности 12, где происходит вычисление реактивности по точечной модели кинетики с использованием заложенных констант в задатчике групповых параметров запаздывающих нейтронов 9. Одновременно с этим происходит суммирование значений амплитуд в сумматоре значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов 13 для групповых параметров запаздывающих нейтронов, заданных в задатчике групповых параметров запаздывающих нейтронов 9. Далее делитель счета детектора и сумм амплитуд 6 производит деление счета детектора и суммы амплитуд, полученных с сумматора значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов 13 . Затем логарифматор 10 производит вычисление , после чего в первом дифференциаторе 8 производится дифференцирование . Параллельно этому во втором дифференциаторе 2 производится дифференцирование полученной реактивности в промежуточном вычислителе реактивности 12. После этого значения, полученные в первом дифференциаторе 8 и во втором дифференциаторе 2, поступают в вычислитель поправочного слагаемого 3 для вычисления поправочного слагаемого. После чего в вычислителе реактивности 4 происходит вычисление реактивности с учетом влияния пространственных эффектов.

Пример конкретного исполнения устройства

В данном устройстве для измерения реактивности ядерного реактора используются последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь (КПР-2), частотно-импульсный измеритель (БИ-1), блок деления, промежуточный вычислитель реактивности, реализованные в блоках стандарта КАМАК, с последовательно соединенными задатчиком групповых параметров запаздывающих нейтронов, сумматором значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов, делителем счета детектора и сумм амплитуд, логарифматором, первым дифференциатором, реализованные в блоках стандарта КАМАК, а также последовательно соединенными блоком начала отсчета, детектором нейтронов (КНК-56), и последовательно соединенными вторым дифференциатором, вычислителем поправочного слагаемого, вычислителем реактивности, реализованные в блоках стандарта КАМАК, причем блок начала отсчета соответственно соединен с промежуточным вычислителем реактивности и блоком делителя счета детектора и сумм амплитуд, задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов соединен с промежуточным вычислителем реактивности, первый дифференциатор соединен с вычислителем поправочного слагаемого, а промежуточный вычислитель реактивности соединен со вторым дифференциатором.

Устройство для измерения реактивности ядерного реактора, содержащее последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь, частотно-импульсный измеритель, блок деления, промежуточный вычислитель реактивности, причем аналого-цифровой преобразователь соединен соответственно с блоком деления и промежуточным вычислителем реактивности, отличающееся тем, что устройство дополнительно снабжено последовательно соединенными задатчиком групповых параметров запаздывающих нейтронов, сумматором значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов, делителем счета детектора и сумм амплитуд, логарифматором, первым дифференциатором, а также последовательно соединенными блоком начала отсчета, детектором нейтронов и последовательно соединенными вторым дифференциатором, вычислителем поправочного слагаемого, вычислителем реактивности, причем блок начала отсчета соответственно соединен с промежуточным вычислителем реактивности и блоком делителя счета детектора и сумм амплитуд, задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов соединен с промежуточным вычислителем реактивности, первый дифференциатор соединен с вычислителем поправочного слагаемого, а промежуточный вычислитель реактивности соединен со вторым дифференциатором.

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок.

Способ контроля плотности нейтронного потока ядерного реактора // 2447521

Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.

Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки // 2442234

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).

Способ юстировки реактиметра // 2387031

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. .

Способ определения реактивности ядерной установки при выводе ее в критическое состояние // 2372677

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .

Способ определения эффективного коэффициента размножения при пуске водо-водяного реактора без выхода в критическое состояние // 2368023

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов. .

Способ определения подкритичности остановленной ядерной установки без выхода в критическое состояние // 2362222

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ.

Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора // 2302676

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора.

Способ имитации реактивности ядерного реактора // 2287853

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

Способ измерения реактивности размножающей среды // 2266577

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов.

Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов // 2479053

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа

Устройство онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов // 2516854

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з. п. ф-лы, 6 ил.

Способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах // 2528401

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V·γ, где V - значение мощности реактора в относительных единицах, γ - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Устройство для измерения плотности потока нейтронов // 2542896

Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов. Устройство для измерения плотности потока нейтронов содержит: ионизационную импульсно-токовую камеру с двумя электродами, электрометрический усилитель, преобразователь напряжение-код, дифференциальный усилитель, первый и второй дискриминаторы, первый и второй преобразователи частота-код, делитель, умножитель с постоянным коэффициентом умножения, мультиплексор, регистр-защелку, первое и второе устройства сравнения, управляющее устройство, первый сумматор с двумя прямыми и одним инвертированным входами, второй сумматор, второй и третий умножители с переменными коэффициентами умножения. 1 ил.

Способ определения эффективности рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора // 2543501

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций. Перемещением рабочего органа системы регулирования и защиты ядерного реактора реактор переводят из состояния, близкого к критическому, в подкритическое состояние. Эту операцию производят дважды, причем одно перемещение выполняют со скоростью движения стержней V1, а другое - со скоростью V2(V1≠V2). По сигналам детектора, используемого для контроля потока нейтронов в реакторе, зарегистрированным на интервале движения рабочего органа в каждом из перемещений, и значениям реактивности, полученным решением обращенного уравнения кинетики, вычисляют коэффициент неравномерности распределения потока нейтронов в области активной зоны, формирующей сигнал детектора; вычисляют поправку к реактивности, устраняющую методическую погрешность определения эффективности рабочего органа, обусловленную пространственным эффектом реактивности. Технический результат - повышение точности определения эффективности рабочего органа. 2 з.п. ф-лы.

Способ определения номинальной амплитуды спектрометрических импульсов // 2546969

Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя. При реализации способа сначала определяют коэффициент усиления Ki спектрометрического усилителя, затем помещают импульсную камеру деления в нейтронный поток, регистрируют форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя на входном сопротивлении дискриминатора и сохраняют оцифрованную форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых на внешнем носителе. Затем с помощью коэффициента Ki пересчитывают сохраненные данные и восстанавливают исходный импульс тока импульсной камеры деления, интегрируют его по времени, вычисляют значение заряда в импульсе и рассчитывают нормирующий множитель. Затем определяют номинальную амплитуду спектрометрических импульсов напряжения Uн на входе дискриминатора интенсиметра посредством нормировки сохраненного импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых. Техническим результатом является увеличение точности определения номинальной амплитуды спектрометрических импульсов напряжения, упрощение обработки спектрометрической информации и сокращение времени на ее обработку.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2583842

Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация. Перфорация в направляющем канале может быть выполнена как над верхней дистанционирующей решеткой, так и над верхней дистанционирующей решеткой и между двумя верхними дистанционирующими решетками. Технический результат - создание тепловыделяющей сборки, в которой обеспечивается возможность установки сборки внутриреакторных детекторов в направляющий канал, что повышает представительность измерения среднесмешанной температуры на выходе из тепловыделяющих сборок и безопасность эксплуатации ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора // 2592643

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. С помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока от ее расстояния до источника нейтронов. Задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности. Технический результат - увеличение точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора. 2 ил.

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки // 2593389

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ) может быть использована для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты СУЗ ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах. Технический результат - повышение точности и надежности мониторинга выходных характеристик ИЯУ при всех режимах работы ИЯУ. Автоматизированная система контроля включает систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми и импульсными ионизационными камерами, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их для формирования сигналов аварийной защиты в вычислительное устройство более высокого уровня, кроме этого содержит подсистему контроля параметров импульса ИЯУ и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов. 1 ил.

Способ шумового контроля параметров ядерной безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива // 2609897

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС). Способ контроля параметров ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС заключается в том, что поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора, временной ряд моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка, коэффициенты которого связаны с реактивностью согласно уравнению кинетики и оцениваются по отсчетам детектора. Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности БВ ХОЯТ АЭС. 9 з.п. ф-лы.