О некоторых нелинейных задачах теории ядерных реакторов

Abstract

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.