Zusammenfassung
Von den Ansätzen zur Beschreibung des Neutronentransportes ist die im vorigen Kapitel vorgestellte Diffu sionstheorie sicherlich einer der am weitesten vereinfachenden. Gerade deshalb ist sie aber gut für einfache analytische Abschätzungen geeignet und soll im Folgenden angewendet werden, um die Neutronenbilanz eines endlich ausgedehnten Reaktors zu betrachten, bei dem zusätzlich zu den in Kap. 5 behandelten Aspekten zusätzlich noch die Leckageverluste zu berücksichtigen sind.
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Ziegler, A., Allelein, HJ. (2013). Diffusionsgleichung für den endlichen Reaktor. In: Ziegler, A., Allelein, HJ. (eds) Reaktortechnik. Springer, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-33846-5_7
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