Рассматривается методика использования характеристик фрактальной геометрии на примере анализа экспериментальных нейтронно-физических данных, регистрируемых измерительным комплексом при испытании активной зоны ядерной энергетической установки. На основе применения вейвлет-фильтрации шумовых помех измерительного тракта и вычисления локального индекса фрактальности по относительно короткому дискретному ряду эквидистантного временного сигнала определяются моменты качественного изменения характера функционирования исследуемой системы. Приводятся результаты исследования для режимов, в которых проявлялись теплогидравлическая неустойчивость циркуляции теплоносителя и связанные с этим стохастические колебания сигналов нейтронной мощности реакторной установки.

The paper describes the use of fractal geometry characteristics for analysis of experimental neutron data which is recorded by measuring system during testing of reactor plant core. Moments of qualitative changes in the system are determined by using the wavelet filtration of noise interferences in the measuring channel and calculation of the local fractal index over relatively short discrete sequence of equidistant time signal. The paper presents results for reactor behavior with thermal-hydraulic instability of coolant circulation and related stochastic oscillations of neutron power signals.