Комплекс программ РТТ для нейтронно-теплофизических расчетов ядерного реактора с твердым теплоносителем

Жуков В. Т., Федоренко Р. П., Чихладзе И. Л.
Вопросы атомной науки и техники. Сер. Методики и программы численного решения задач математической физики 1984. Вып.1. С. 14-17.

      Комплекс программ РТТ предназначен для проведения на ЭВМ БЭСМ-6 трехмерных нейтронных, тепловых, совместных нейтронно-теплофизических расчетов, расчета критического размера АЗ, расчета кампании с учетом выгорания топлива реакторных систем с ТТ. Для описания нейтронного поля принято двухгрупповое диффузионное приближение; учтена пространственная зависимость двухгрупповых констант от температуры и выгорания топлива. Распределение температуры описывается уравнением теплопроводности, учитывающим специфические особенности реактора с ТТ. Двухгрупповые константы как функции температуры, начальной концентрации и глубины выгорания топлива подготавливаются в виде таблиц с помощью библиотеки 69-групповых констант. Комплекс РТТ специализирован, т.е. ориентирован на расчет только реактора с ТТ, что обусловлено геометрическими и физическими особенностями реактора, а также возможностями ЭВМ (список лит. - 4 назв.).