Название: Численные методы расчета ядерных реакторов
Автор: Г.И. Марчук
Издательство: Атомиздат
Год: 1958
Формат: djvu
Страниц: 383
Размер: 5,7 Мб
Язык: русский
В монографии излагаются основные вопросы, касающиеся численных методов расчета ядерных реакторов. Особое внимание обращено при этом на различного рода практические приложения. Для чтения монографии необходимо знакомство с основами теории реакторов, например, в объеме книг С. Глесстона и М. Эдлунда или А. Д. Галанина. Монография рассчитана на студентов физических факультетов университетов, аспирантов, инженеров и научных работников, специализирующихся в области расчетов ядерных реакторов.
Настоящая монография представляет собой попытку более или менее систематического изложения численных методов расчета тепловых, промежуточных и быстрых ядерных реакторов. Особое применение в книге уделено вопросам критической массы, пространственно-энергетического распределения потока и ценности нейтронов. В книге даются эффективные методы сведения основных и сопряженных уравнений реактора к системе многогрупповых уравнений диффузии. Эти уравнения в дальнейшем успешно решаются методом разностной факторизации. Для расчета малых эффектов используется теория возмущений. Значительное место в монографии отведено расчетам гетерогенных реакторов эффективными методами гомогенизации. При рассмотрении реакторов ни быстрых нейтронах большое внимание уделено численным методам решения кинетических уравнений.
В книге нашли отражение лишь вопросы математического характера. Вопросы, связанные с общей теорией ядерных реакторов и физической интерпретацией полученных результатов, затронуты незначительно.
Так как большая часть результатов, изложенных в монографии публикуется в развернутом виде впервые, то в книге возможны некоторые недочеты.