Численные методы решения уравнения переноса в многогрупповом приближении в трехмерной геометрии в пакете «РЕАКТОР»

В данной работе описаны численные методы, используемые в пакете «РЕАКТОР» для решения уравнения переноса в многогрупповом приближении в прямоугольной X-Y-Z геометрии, гексагональной HEX-Z геометрии и цилиндрической R-$\varphi$-Z геометрии. Это наиболее трудоемкая часть пакета, предназначенная для расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны ядерного реактора (значений $K_{\mathrm{eff}}$) и радиационных полей $S_n$-методом дискретных ординат с $P_m$-приближением сечений рассеяния. Отличие от предыдущей версии пакета состоит в использовании наиболее эффективных взвешенных схем для решения уравнения переноса и методов ускорения внутренних и внешних итераций. В качестве начального приближения потоков для расчета используется численное решение, полученное в диффузионном приближении. Для расчета защиты задается распределенный по активной зоне источник делений. В качестве примера представлены результаты трехмерных расчетов $K_{\mathrm{eff}}$ и радиационных полей реактора СВБР 75/100.