Wiley-Interscience, 2001, - 736p., (Анг. язык)
Авторитетный учебник и современное руководство для специалистов содержит описание основных принципов и практики применения ядерных реакторов. В настоящее время значительная часть электроэнергии во всем мире вырабатывается на атомных станциях. Одновременно в течении последних нескольких десятилетий наблюдается рост промышленных, медицинских, военных и других исследований, проводимых на ядерных реакторах.
Курс физики ядерного реактора является основной дисциплиной ядерной энергетики, и как первый всеобъемлющий учебник, содержит основные достижения в этой области, появившиеся за последнюю четверть века, заполняя, таким обазом, большой пробел в профессиональной литературе.
"Физика ядерных реакторов" является хорошим учебником как для студентов - новичков в этой области, которые нуждаются в общем представлении о том, как работают ядерные реакторы, а также для тех, кто хочет стать специалистом в области физики реактора и реакторных расчетов. Он также является ценным ресурсом для инженеров, ответственных за эксплуатацию ядерных реакторов. Автор книги - доктор Вестон Стейси - начинает с четкого представления основных физических принципов, ядерных данных и методов расчетов, необходимых для понимания как статического, так и динамического поведения ядерных реакторов. Затем следует подробное обсуждение передовых концепций построения современных ядерных реакторов, в том числе рассматривается методы расчета переноса нейтронов. В качестве помощи для понимания и быстрого освоения вычислительных навыков, автор предоставляет множество примеров, иллюстрирующих шаг за шагом процедуры выполнения расчетов, в том числе и для решения задач, представленных в конце каждой главы.
"Физика ядерных реакторов" является полезным учебником, содержащим большое количество ссылок на специальную литературу. Это отличное руководство для самообучения ученых-исследователей, инженеров и техников, участвующих в прикладных научных исследованиях, а также представителей государственных регулирующих органов, которые желают улучшить свое понимание процессов, происходящих в ядерных реакторах.
В конце книги приведен перечень опечаток и неточностей, допущенных при публикации 1-го издания.
Содержание
PART BASIC REACTOR PHYSICS
Neutron Nuclear Reactions
Neutron-Induced Nuclear Fission
. Neutron Capture
. Neutron Elastic Scattering
. Summary of Cross-Section Data
. Evaluated Nuclear Data Files
. Elastic Scattering Kinematics
Neutron Chain Fission Reactors
. Neutron Chain Fission Reactions
. Criticality
. Time Dependence of a Neutron Fission
. Classification of Nuclear Reactors
Neutron Diffusion Theory
. Derivation of One-Speed Diffusion Theory
. Solutions of the Neutron Diffusion Equation
. Diffusion Keels and Distributed Sources
. Albedo Boundary Condition
. Neutron Diffusion and Migration Lengths
. Bare Homogeneous Reactor
. Reflected Reactor
. Homogenization of a Heterogeneous
. Control Rods
. Numerical Solution of Diffusion Equation
. Nodal Approximation
Neutron Energy Distribution
. Analytical Solutions in an Infinite Medium
. Multigroup Calculation of Neutron Energy
. Resonance Absorption
. Multigroup Diffusion Theory
Nuclear Reactor Dynamics
. Delayed Fission Neutrons
. Point Kinetics Equations
. Period-Reactivity Relations
. Approximate Solutions of the Point Neutron
. Delayed Neutron Keel and Zero-Power
. Experimental Determination of Neutron
. Reactivity Feedback
. Perturbation Theory Evaluation of Reactivity
. Reactor Stability
. Measurement of Reactor Transfer Functions
. Reactor Transients with Feedback
. Reactor Fast Excursions
. Numerical Methods
Fuel Buup
. Changes in Fuel Composition
Nuclear Power Reactors
. Pressurized Water Reactors
. Boiling Water Reactors
. Pressure Tube Heavy Water-Moderated Reactors
. Pressure Tube Graphite-Moderated Reactors
. Graphite Moderated Gas-Coolcd Reactors
. Liquid-Metal Fast Breeder Reactors
. Other Power Reactors
. Characteristics of Power Reactors
. Advanced Reactors
. Nuclear Reactor Analysis
. Interaction of Reactor Physics and Reactor
Reactor Safety
. Elements of Reactor Safety
. Reactor Safety Analysis
. Quantitative Risk Assessment
. Reactor Accidents
. Passive Safety
PART ADVANCED REACTOR PHYSICS
Neutron Transport Theory
. Neutron Transport Equation
. Integral Transport Theory
Isotropic Point Source
. Collision Probability Methods
. Interface Current Methods in Slab Geometry
. Multidimensional Interface Current Methods
. Spherical Harmonics (PL) Methods
. Multidimensional Spherical Harmonics (PL)
. Discrete Ordinates Methods in One-Dimensional Slab Geometry
. Discrete Ordinates Methods in One-Dimensional Spherical Geometry
. Multidimensional Discrete Ordinates Methods
. Even-Parity Transport Formulation
. Monte Carlo Methods
Neutron Slowing Down
. Elastic Scattering Transfer Function
. PI and B Slowing-Down Equations
. Diffusion Theory
. Continuous Slowing-Down Theory
. Multigroup Discrete Ordinates Transport Theory
Resonance Absorption
. Resonance Cross Sections
. Widely Spaced Single-Level Resonances in a Heterogeneous Fuel-Moderator Lattice
. Calculation of First-Flight Escape Probabilities
. Unresolved Resonances
. Multiband Treatment of Spatially Dependent Self-Shielding
. Resonance Cross-Section Representations
Neutron Thermalization
. Double Differential Scattering Cross Section for Thermal Neutrons
. Neutron Scattering from a Monatomic Maxwellian Gas
. Thermal Neutron Scattering from Bound Nuclei
. Calculation of the Thermal Neutron Spectra in Homogeneous Media
. Calculation of Thermal Neutron Energy Spectra in Heterogeneous Lattices
. Pulsed Neutron Thermalization
Perturbation and Variational Methods
. Perturbation Theory Reactivity Estimate
. Adjoint Operators and Importance Function
. Variational/Generalized Perturbation Reactivity Estimate
. VariationallGeneralized Perturbation Theory Estimates of Reaction Rate Ratios in Critical Reactors
. VariationaltGeneralized Perturbation Theory Estimates of Reaction Rates
. Variational Theory
. Variational Estimate of Intermediate Resonance Integral
. Heterogeneity Reactivity Effects
. Variational Derivation of Approximate Equations
. Variational Even-Parity Transport Approximations
. Boundary Perturbation Theory
Homogenization
. Equivalent Homogenized Cross Sections
. ABH Collision Probability Method
. Blackness Theory
. Fuel Assembly Transport Calculations
. Homogenization Theory
. Equivalence Homogenization Theory
. Multiscale Expansion Homogenization Theory
. Flux Detail Reconstruction
Nodal and Synthesis Methods
. General Nodal Formalism
. Conventional Nodal Mcthods
. Transverse Integralcd Nodal Diffusion Theory Methods
SpaceTime Neutron Kinetics
. Flux Tilts and Delayed Neutron Holdback
. Spatially Dependent Point Kinetics
. Time Integration of the Spatial Neutron Flux Distribution
. Stability
. Control
. Xenon Spatial Oscillations
. Stochastic Kinetics
APPENDICES
A Some Useful Nuclear Data
B Some Useful Mathematical Formulas
C Step Functions, Delta Functions, and Other Exotic Beasts
D Some Properties of Special Functions
E Introduction to Matrices and Matrix Algebra
F Introduction to Laplace Transforms
INDEX
Errata
Авторитетный учебник и современное руководство для специалистов содержит описание основных принципов и практики применения ядерных реакторов. В настоящее время значительная часть электроэнергии во всем мире вырабатывается на атомных станциях. Одновременно в течении последних нескольких десятилетий наблюдается рост промышленных, медицинских, военных и других исследований, проводимых на ядерных реакторах.
Курс физики ядерного реактора является основной дисциплиной ядерной энергетики, и как первый всеобъемлющий учебник, содержит основные достижения в этой области, появившиеся за последнюю четверть века, заполняя, таким обазом, большой пробел в профессиональной литературе.
"Физика ядерных реакторов" является хорошим учебником как для студентов - новичков в этой области, которые нуждаются в общем представлении о том, как работают ядерные реакторы, а также для тех, кто хочет стать специалистом в области физики реактора и реакторных расчетов. Он также является ценным ресурсом для инженеров, ответственных за эксплуатацию ядерных реакторов. Автор книги - доктор Вестон Стейси - начинает с четкого представления основных физических принципов, ядерных данных и методов расчетов, необходимых для понимания как статического, так и динамического поведения ядерных реакторов. Затем следует подробное обсуждение передовых концепций построения современных ядерных реакторов, в том числе рассматривается методы расчета переноса нейтронов. В качестве помощи для понимания и быстрого освоения вычислительных навыков, автор предоставляет множество примеров, иллюстрирующих шаг за шагом процедуры выполнения расчетов, в том числе и для решения задач, представленных в конце каждой главы.
"Физика ядерных реакторов" является полезным учебником, содержащим большое количество ссылок на специальную литературу. Это отличное руководство для самообучения ученых-исследователей, инженеров и техников, участвующих в прикладных научных исследованиях, а также представителей государственных регулирующих органов, которые желают улучшить свое понимание процессов, происходящих в ядерных реакторах.
В конце книги приведен перечень опечаток и неточностей, допущенных при публикации 1-го издания.
Содержание
PART BASIC REACTOR PHYSICS
Neutron Nuclear Reactions
Neutron-Induced Nuclear Fission
. Neutron Capture
. Neutron Elastic Scattering
. Summary of Cross-Section Data
. Evaluated Nuclear Data Files
. Elastic Scattering Kinematics
Neutron Chain Fission Reactors
. Neutron Chain Fission Reactions
. Criticality
. Time Dependence of a Neutron Fission
. Classification of Nuclear Reactors
Neutron Diffusion Theory
. Derivation of One-Speed Diffusion Theory
. Solutions of the Neutron Diffusion Equation
. Diffusion Keels and Distributed Sources
. Albedo Boundary Condition
. Neutron Diffusion and Migration Lengths
. Bare Homogeneous Reactor
. Reflected Reactor
. Homogenization of a Heterogeneous
. Control Rods
. Numerical Solution of Diffusion Equation
. Nodal Approximation
Neutron Energy Distribution
. Analytical Solutions in an Infinite Medium
. Multigroup Calculation of Neutron Energy
. Resonance Absorption
. Multigroup Diffusion Theory
Nuclear Reactor Dynamics
. Delayed Fission Neutrons
. Point Kinetics Equations
. Period-Reactivity Relations
. Approximate Solutions of the Point Neutron
. Delayed Neutron Keel and Zero-Power
. Experimental Determination of Neutron
. Reactivity Feedback
. Perturbation Theory Evaluation of Reactivity
. Reactor Stability
. Measurement of Reactor Transfer Functions
. Reactor Transients with Feedback
. Reactor Fast Excursions
. Numerical Methods
Fuel Buup
. Changes in Fuel Composition
Nuclear Power Reactors
. Pressurized Water Reactors
. Boiling Water Reactors
. Pressure Tube Heavy Water-Moderated Reactors
. Pressure Tube Graphite-Moderated Reactors
. Graphite Moderated Gas-Coolcd Reactors
. Liquid-Metal Fast Breeder Reactors
. Other Power Reactors
. Characteristics of Power Reactors
. Advanced Reactors
. Nuclear Reactor Analysis
. Interaction of Reactor Physics and Reactor
Reactor Safety
. Elements of Reactor Safety
. Reactor Safety Analysis
. Quantitative Risk Assessment
. Reactor Accidents
. Passive Safety
PART ADVANCED REACTOR PHYSICS
Neutron Transport Theory
. Neutron Transport Equation
. Integral Transport Theory
Isotropic Point Source
. Collision Probability Methods
. Interface Current Methods in Slab Geometry
. Multidimensional Interface Current Methods
. Spherical Harmonics (PL) Methods
. Multidimensional Spherical Harmonics (PL)
. Discrete Ordinates Methods in One-Dimensional Slab Geometry
. Discrete Ordinates Methods in One-Dimensional Spherical Geometry
. Multidimensional Discrete Ordinates Methods
. Even-Parity Transport Formulation
. Monte Carlo Methods
Neutron Slowing Down
. Elastic Scattering Transfer Function
. PI and B Slowing-Down Equations
. Diffusion Theory
. Continuous Slowing-Down Theory
. Multigroup Discrete Ordinates Transport Theory
Resonance Absorption
. Resonance Cross Sections
. Widely Spaced Single-Level Resonances in a Heterogeneous Fuel-Moderator Lattice
. Calculation of First-Flight Escape Probabilities
. Unresolved Resonances
. Multiband Treatment of Spatially Dependent Self-Shielding
. Resonance Cross-Section Representations
Neutron Thermalization
. Double Differential Scattering Cross Section for Thermal Neutrons
. Neutron Scattering from a Monatomic Maxwellian Gas
. Thermal Neutron Scattering from Bound Nuclei
. Calculation of the Thermal Neutron Spectra in Homogeneous Media
. Calculation of Thermal Neutron Energy Spectra in Heterogeneous Lattices
. Pulsed Neutron Thermalization
Perturbation and Variational Methods
. Perturbation Theory Reactivity Estimate
. Adjoint Operators and Importance Function
. Variational/Generalized Perturbation Reactivity Estimate
. VariationallGeneralized Perturbation Theory Estimates of Reaction Rate Ratios in Critical Reactors
. VariationaltGeneralized Perturbation Theory Estimates of Reaction Rates
. Variational Theory
. Variational Estimate of Intermediate Resonance Integral
. Heterogeneity Reactivity Effects
. Variational Derivation of Approximate Equations
. Variational Even-Parity Transport Approximations
. Boundary Perturbation Theory
Homogenization
. Equivalent Homogenized Cross Sections
. ABH Collision Probability Method
. Blackness Theory
. Fuel Assembly Transport Calculations
. Homogenization Theory
. Equivalence Homogenization Theory
. Multiscale Expansion Homogenization Theory
. Flux Detail Reconstruction
Nodal and Synthesis Methods
. General Nodal Formalism
. Conventional Nodal Mcthods
. Transverse Integralcd Nodal Diffusion Theory Methods
SpaceTime Neutron Kinetics
. Flux Tilts and Delayed Neutron Holdback
. Spatially Dependent Point Kinetics
. Time Integration of the Spatial Neutron Flux Distribution
. Stability
. Control
. Xenon Spatial Oscillations
. Stochastic Kinetics
APPENDICES
A Some Useful Nuclear Data
B Some Useful Mathematical Formulas
C Step Functions, Delta Functions, and Other Exotic Beasts
D Some Properties of Special Functions
E Introduction to Matrices and Matrix Algebra
F Introduction to Laplace Transforms
INDEX
Errata