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ô (2) ô (и) ô (t)

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Hassitt , A.: An improved variational method for the solution of the one-group diffusion equations. J. Nuclear Energy 2, 112—117 (1955).

Gegeben ist ein Reaktor, bestehend aus einer Anzahl Gebieten F^,, V^, . . . mit den Diffusionskonstanten D, und den Diffusionslängen Цк^. Die verteilung werde nach der Ein-Gruppen-Diffusionstheorie durch die gleichung {â—>c\)(pi = ^ bestimmt, (p sei auf der äußeren Oberfläche gleich Null; im übrigen gelten die üblichen Übergangsbedingungen: Stetigkeit der Dichte und der Normalkomponente des Stromes an der Grenzfläche. Der formale Weg der Lösung (Entwicklung von (p^ nach orthogonalen Funktionen) ist für die Praxis oft sehr unbequem, selbst wenn die Reihen nach einigen Termen abgeschnitten werden. Es Tvird hier ein Verfahren beschrieben, wie man in praktischen Fällen, fußend auf einer Variationsmethode und unter Anwendung einer Iteration, etwa bei vorgegebenen a;|, й;|, . . . ; D^, Dg, ... ; Fj, Fg, - . • zu dem dazugehörigen ji| gelangen kann, ohne eine -transzendente Gleichung lösen zu müssen. G. Helmis.

Sykes , J. В.: Moderation and diffusion of neutrons from a localized pulsed source. J. Nuclear Energy 2, 31—37 (1955).

Die Arbeit gHedert sich in zwei Teile. Im ersten Teil wird die Marshaksche Transportgleichung für W^asserstoff

^ / du' J du' y) {u', fi') e- (« - «*') е{/Ло - e(«-"'>/2)

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durch einen Polynomansatz

о 7. I i

ip { U , [Л, Z, t) = e- 1^1 e- « 2" ^4^ ^k mni'^) Pm ilA ^m i^) ^n (0

für eine Quelle schneller Neutronen gelöst. Im zweiten Teil wird die räumHch-zeit- liehe Verteilung der thermischen Neutronen, die durch Bremsung der schen Neutronen einer isotrop emittierenden pulsierenden Punktquelle schneller Neutronen im unendlich großen homogenen isotrop streuenden Medium entstehen, diskutiert. F. Cap.

Westcott , Carl H.: The specification of neutron flux and nuclear cross-sections in reactor calculations. J. Nuclear Energy 2, 59—75 (1955).

Die Reaktionsrate (Zahl der Anregungen, Einfang-, Zerfalls- oder Spaltprozesse pro Sekunde) läßt sich einmal mit Hilfe des „wahren" Flusses F = n-v und des affektiven Wirkungsquerschnitts o^u = о [v) in der Form B = F a^n schreiben, zum andern mit Hilfe des „konventionellen- Flusses ф = w • ^o (^o — ^'2 * lO^cm/sec) -und des konventionellen Wirkungsquerschnitts CQ=^a {Vq) in der Form R = 0Gq, Mißt man in der Praxis die Reaktionsrate mit einem l/î;-Detektor, so muß man den aus der gemessenen Reaktionsrate zu bestimmenden konventionellen Fluß erst auf den wahren Fluß umrechnen. Diese Umrechnungen werden für ein thermisches und ein Neutronenspektrum mit einem epithernüschen Anteil durchgeführt. Außerdem -wird eine Umrechnung für den Fall angegeben, daß man die Reaktionsrate mit einem Detektor mißt, dessen Wirkungsquerschnitt eine einzelne Breit-Wigner-Resonanz- steile besitzt. Abschließend werden einige numerische Beispiele ausgeführt.

G . Wallis.

Newmareh , D. A.: A modification to the diffusion theory of the thermal fine structure in a reactor to account for the effect of air channels. J. Nuclear Energy 2, 52—58 (1955).

Um den Einfluß von Luftkanälen auf die räumliche Flußverteilung thermischer Neutronen in der Diffusionstheorie zu erfassen, berechnet Verf. für eine zylindrische Einzelzelle das Verhältnis (Fluß an der Grenzfläche Luft-Bremsmittel) : (Fluß an der Grenzfläche Luft-Uran) für die beiden Anordnungen a) üranstäbe vom Radius a in