Теория ядерных реакторов - Белл Д.
Скачать (прямая ссылка):
2 Maynard С. W. In: Naval Reactors Physics Handbook, vol. I, A. Radkowsky, ed., USA EC, 1964, Section 3.6; Congdon S. P. and Mendelson M. P. «Nucl. Sci. Engng.»,
1968, vol. 33, p. 151.
3. Butler M. K- and Cook J. M- In: Computing Methods in Rcactor Physics., Cm. 11 J. P- 43.
4. Butler М. K. and Cook J. M. Cm. [31, Section 1.4.2.
5. Varga R. S. Matrix Iterative Analysis. Prentice-Hal!, Inc., 1962. Chaps. 1,2.
6. Ehrlich R. and Hurwitz H. «Nucleonics*, 1954, vol. 12, No. 2, p. 23; Butler М. K. and
Cook J. M. Cm. 13], p. 46.
7. Varga R. S. Cm. 15], p. 46.
8. Geftard E. M. Cm. Ц], Chap. 4.
9. Davison B. Cm. [I], Section 11.3.1.
10. Gelbard E. M. Cm. [I], Section 4.4.
11. Davison B. Cm. [I], Chap. Xll; Weinberg A. M. and Wegner E. P. The Physical Theory of Neutron Chain Reactors. University of Chicago Press, 1958, p. 226. (Cm. на русском языке: Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М., Изд-во иностр. лит., 1961.)
12. Hassit A. Chap 2. In: Computing Methods in Reactor Physics. Cm. HI.
13. Varga R. S. Cm. 15], p. 23.
14. Dennery P. and Kjzywicki A. Mathematics for Physicists. Harper and Row Publishers, 1967, Chap. 2.
15. Varga R. S. Cm. 15], p. 57.
16. Varga R. S. Cm. [5], Chaps. 3, 4, 5, 7; Wachspress E. L. Iterative Solutions of Elliptic Systems and Applications to the Neutron Diffusion Equations of Reactor Physics. Prentice-Hall, Inc., 1966, Chaps 4, 5, 6; Hassit A. Cm. {12}.
17. Young D. M. Trans Amer. Math. Soc., !954, vol. 76. p. 92; Varga R. S. Cm. [5], Chap. 9: Wachspress E. L. Cm. [16], Section 4.6; Hassit A. Cm. 112].
18. Cm. библиографию в [16].
19. Kassil A. Cm. [12].
20. Gelbard E. M. Cm. 11], p. 317.
21. Mertens R. Simon Stevin Supplement, 1954, vol. 30: Yvon J. J. «J . Nucl. Energy». Parl I, 1957, vol. 4. p. 305.
22. Gerstl S. A. W. and Kofink W. «Nucl. Sci Engng.», І968, vol. 33, p. 249.
23. Gelbard E. M., Davis J. and Pearson P. «Nucl. Sci. Engng.», 1959, vol. 5. p. 36.
24. Gelbard E. M. Cm. [I].
25. Dudley Т. E. and Daitch P. B. «Nucl. Sci. Engng.», 1966, vol. 25, p. 75; Adir J. and Lamarsh J. R. Ibid. 1969, vol. 35, p. 14.
26. Newmarch D. Errors due to the Cvlindrical cell Approximation in Lattice Calculations U. K. AEA Report AEEW-R-34, 1960; Gelbard E. NI. Cm. [I], p. 329.
27. Honeck H. C. «Nucl. Sci. Engng.», 1964, vol. 18, p. 49
28. Gelbard E. M. Cm. [I].
29. Carlson B. G. and Lathrop K. D. In: Computing Methods in Reactor Physics. Cm [I] p. 230.
30. Gelbard E. M. Cm. [I].
31. Benoist P. «Nucl. Sci. Engng.», 1968, vol. 34, p. 285, Palmedo P. F. and Conant I. F
Ibid., 1969, vol. 36, p. 326; Harris D. R. and Mitchell J. A. Trans Amer. Nucl. Soc.,
1969, vol. 12, p. 636.
32. Bell G. I., Carlson B. G. and Lathrop K. D. Proc. Third. U. N. Conf- on Peaceful !.Jses
of At. Energy., 1965, vol. 2, p. 25.
33. Goldstein H. Fundamental Aspects of Reactor Shielding. Addison-Wesley Publishing Co., Inc., 1959, Section 6.5. (Cm. на русском языке: Гольдштейн Г. Основы защиты реакторов. М., Госатомиздат, 1961.)
34. Kaplan S. and Gelbard Е. М. «J. Math. Anal. Appl.». 1965, vol. И. p. 538; Case К. М. fnd Zweifel p. p. Linear Transport Theory. Addison-Wesley Publishing Co., Inc.і 1968, Chap. 9. (Cm. на русском языке: Кейз К-, Цвайфель П. Линейная теория переноса. М., «Мир», 1972.)
WingG- М. Introduction to Transport Theory. Wilev and Sons, Inc., 1962, Chap. 5.
35. Hassit A. Cm. [12], p. 98.
36. Hassit A. Cm. [12], p. 127.
37. Hassit A. Cm. [12], p. 133; Wachspress E. L. Cm. [16], Chap. 4.
38. Wagner M- R. GAUGE, A Two-Dimensional Few Group Neutron Diffusion Depletion Program for a Uniform Triangular Mesh. Gulf General Atomic Report GA — 8307 (1968); «Nucl. Sci. Engng.», 1969, vol. 35, p. 299.
Глава 4
Решение уравнения переноса многогрупповыми методами
4.1. ВВЕДЕНИЕ
4.1.1. ОПИСАНИЕ МНОГОГРУППОВОГО МЕТОДА
В этой главе рассмотрено зависящее от энергии уравнение переноса и развиты некоторые широко используемые методы его решения. Эти методы основаны на разложении потока нейтронов в ряд по сферическим гармоникам (или полиномам Лежандра), как описано в гл. 3. Кроме того, энергетическая переменная рассматривается не непрерывной: представляющий интерес интервал энергии разбивается на конечное число дискретных энергетических групп. Разделение энергетического интервала на некоторое число групп привело к использованию терминов многогрупповой метод или многогрупповое приближение.
Будет показано, что для каждой энергетической группы может быть сформулирована односкоростная задача, которую можно решить методами, развитыми в предыдущей главе. Для простоты в связи с широким использованием в реакторных расчетах основное внимание уделено P1- и диффузионному приближениям.
4.1.2. ЗАМЕЧАНИЯ ПО ДРУГИМ МЕТОДАМ РЕШЕНИЯ
Интересно рассмотреть некоторые другие приближения, которые были развиты для решения зависящего от энергии уравнения переноса, в частности, распространение на этот случай некоторых методов, используемых в односкоростной теории (см. гл. 2). В разд. 2.2 рассмотрен метод разделения переменных для получения точных (или очень близких к ним) решений в простых случаях. Этот метод был распространен на изучение зависящих от энергии задач в плоской геометрии [1], причем энергетическая зависимость учитывалась либо с помощью дискретных энергетических групп, либо разложением по собственным функциям. Такие методы можно было бы использовать для получения точных решений некоторых тестовых задач. Однако, поскольку для проведения таких расчетов обычно требуется электронно-вычислительная машина, то на практике более удобно получать точные решения другими методами, например методом дискретных ординат (гл. 6) или методом Монте-Карло.
