Nuclear Energy Agency Organization, 2008, No 6292, 294 pp. - ISBN 978-92-64-99056-2
Разработчики компьютерных кодов по переносу нейтронов для ядерной техники, редко используют точные аналитические и полуаналитические решения в целях тестирования, сравнения результатов и обеспечения качества их программ. Одной из главных причин этого является малое количество тестовых решений и документации на них в литературе. Но и те, которые есть, весьма трудно обнаружить, поскольку они разбросаны по всему спектру литературы по переносу нейтронов и излучения. Целью этого сборника являлось - собрать ряд тестовых задач, применяемых в области ядерных технологий, под одной обложкой.
The developers of computer codes involving neutron transport theory for nuclear engineering applications seldom apply analytical benchmarking strategies to ensure the quality of their programs. A major reason for this is the lack of analytical benchmarks and their documentation in the literature. The few such benchmarks that do exist are difficult to locate, as they are scattered throughout the neutron transport and radiative transfer literature. The motivation for this benchmark compendium, therefore, is to gather several analytical benchmarks appropriate for nuclear engineering applications under one cover.
Contents
The neutron Boltzmann equation. Neutron slowing down and thermalization. One-group neutron transport in one-dimension. Multidimensional neutron transport in semi-infinite and infinite media. Appendix