DOI: 10.55176/2414-1038-2019-3-143-152
Авторы
Селезнев Е.Ф., Березнев В.П., Чернова И.С.
Организация
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Селезнев Е.Ф. – заведующий лабораторией, старший научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 115191, Москва, ул. Большая Тульская, 52. Тел.: (495) 955-23-11; e-mail:
Березнев В.П. – научный сотрудник, кандидат технических наук.
Чернова И.С. – младший научный сотрудник.
Аннотация
Для анализа нейтронно-физических характеристик реактора необходимо определить в нём поле нейтронов, для чего решают уравнение переноса нейтронов, представляемое в интегральном, интегро-дифференциальном или дифференциальном виде. В классическом случае из уравнений определяется функция плотности потока нейтронов, объединяющая как нейтроны деления, мгновенные и запаздывающие, так и нейтроны внешнего источника, если таковой присутствует. В настоящей работе рассматривается представление плотности потока нейтронов суммой указанных парциальных её составляющих через решение отдельных уравнений для каждого типа нейтронов. Тем более что при формировании уравнений предполагается отсутствие взаимодействия самих нейтронов между собой из-за малой их плотности, по сравнению с плотностью ядер среды. Систему уравнений, описывающих такое поведение поля нейтронов в реакторе, назовем системой парциальных уравнений. Предполагается, что знание парциальных составляющих плотности потока нейтронов может обеспечить получение более детальной информации о нейтронно-физических процессах в реакторе.
Использование парциальных уравнений предполагается как для стационарных, так и для нестационарных приближений. Считаем, что именно в решении нестационарных систем парциальных уравнений следует ожидать получение самых интересных результатов.
Ключевые слова
парциальные уравнения, реактор, мгновенные нейтроны, запаздывающие нейтроны, внешний источник, кинетика
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 3, 3:13