* Данный текст распознан в автоматическом режиме, поэтому может содержать ошибки

Г л а в а III МЕТОДЫ РАСЧЕТА ГОМОГЕННЫХ РЕАКТОРОВ ВВЕДЕНИЕ Вопросы теории и методов расчета ядерных реакторов освещаются в рабоj a x советских и зарубежных ученых [1,2—28 и д р . ] . Ядерные реакторьГТю" расположению топлива подразделяют на гомогенные и гетерогенные, а в зави­ симости от того, на какую область энергий приходится основная доля деле­ н и й , — на быстрые, промежуточные и тепловые. При расчетах реакторов одномерной геометрии наиболее эффективен метод сферических гармоник 1271. ь р а с ч е т а х на критическую массу в большинстве случаев ограничиваются .P!-приближением, и только д л я быстрых и. промежуточных реакторов бывает необходимо решать задачу в более высоких приближениях метода сфериче­ ских гармоник, например в Р - п р и б л и ж е н и и . Д л я уравнений реактора в P и Р - п р и б л и ж е н и я х с использованием современной вычислительной техники весьма эффективным оказывается метод конечно-разностной линейной или матричной факторизации [27j. Д л я получения удовлетворительной точности в расчетах реакторов н а критическую массу во многих случаях (быстрые и промежуточные реакторы) оказалось необходимым многогрупповое приближение с последующим п р и ­ менением быстродействующих вычислительных машин. " В настоящей главе особое место будет уделено, методам расчета водородсодержащих реакторов как наиболее сложных в вычислительном отношении,. т а к как модель непрерывного замедления (возрастное приближение), д а ю щ а я простой математический алгоритм, не применима к замедлению н а водороде-Г В решении задачи о расчете уран-водных реакторов в основном н а м е т и л и с ь два подхода. Первый — аппроксимационный - г - основан на знании основных параметров активной зоны реактора и квадрата длины замедления нейтронов. Эти характеристики определяют, к а к правило, в результате обработки ш и р о ­ кого экспериментального материала с последующим его теоретическим обобще­ нием на конкретный класс задач. Критическую массу или эффективный коэф­ фициент размножения К <ЬФ определяют из построенного специальным образом уравнения критичности. ВТОРОЙ подход основан на применении последовательно строгих гипотез и математических алгоритмов, позволяющих получать всю интересующую Ънформацию об уран-водных реакторах без привлечения дополнительных экспериментальных сведений, кроме элементарных физических констант. Именно такой подход и принят в настоящей главе. 3 1 3 : В § 1 . МНОГОГРУППОВЫЕ МЕТОДЫ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЙ РЕАКТОРА а ) Основные уравнения реактора Основным для физических расчетов ядерных реакторов является в о п р о с о критических параметрах и пространственно-энергетическом распре­ делении нейтронов. Будем предполагать в дальнейшем, что р е а к т о р нахо­ дится в стационарном режиме и отсутствуют независимые источники ней­ тронов. 88