Стохастическая теория переноса нейтронов в реакторе. Стохастические уравнения критичности и их решения

摘要

Приводится вывод стохастических уравнений критичности (критических уравнений) в распределённой модели реактора, соответствующих ведущему собственному значению и собственной функции однородных детерминистских уравнений критичности. Получены аналитические решения точечных стохастических уравнений критичности, коэффициентами которых являются линейные функционалы получаемых численно решений детерминистских уравнений критичности. Получено аналитическое выражение для квадратичной дисперсии числа нейтронов в реакторе с критическим источником нейтронов специального вида. Представлено наглядное аналитическое решение точечных стохастических критических уравнений в асимптотическом приближении большого числа частиц.%We derive the linear criticality stochastic equations corresponding to main eigenvalue and eigenfunction of homogeneous criticality Bol'tzman equation of neutron transport. Then the analitical solutions are obtained for stochastic equations with a special critical neutron source, neutron flux variety and diagram for asimptotic neutron number probability function.