Название: | О некоторых нелинейных задачах теории ядерных реакторов |
Авторы: | Москалев, О. Б. |
Ключевые слова: | нелинейные задачи ядерные реакторы |
Дата публикации: | 1964 |
Издательство: | Главполиграфпром |
Библиографическое описание: | Москалев, О. Б. О некоторых нелинейных задачах теории ядерных реакторов / О. Б. Москалев // Атомная энергия / АН СССР. - 1964. - Т. 16. - Вып. 4. - С. 304-309. |
Краткий осмотр (реферат): | При расчетах реакторов на критичность необходимо учитывать связь между температурой в объеме реактора и потоков нейтронов. Для этого часто предполагают, что кэфф-функция мощности реактора. В работе предложен метод приближенного учета указанной связи с помощью некоторого функционала от потока (такой функционал может быть выражен через мощность, среднюю по реактору температуру и т. д.), так что ее учет с помощью кэфф-частный случай предлагаемого метода. Приводятся результаты расчета системы нелинейных уравнений, описывающих перенос нейтронов в одногрупповом диффузионном приближении в плоском реакторе и перенос тепла путем теплопроводности. Результаты анализируются с целью сравнения точного решения с приближенным. |
URI (Унифицированный идентификатор ресурса): | http://elib.gsu.by/handle/123456789/8575 |
Располагается в коллекциях: | Оцифрованный фонд |
Файлы этого ресурса:
Файл | Описание | Размер | Формат | |
---|---|---|---|---|
Moskalev_O nekotoryh.pdf | 1.49 MB | Adobe PDF | Просмотреть/Открыть |
Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.