Кинетика ядерных реакторов

В учебном курсе рассматриваются рассматривается строгий (на основе уравнения переноса нейтронов и сопряженного уравнения) и качественный выводы уравнений кинетики и их решения с различными степенями приближений. При этом уравнения кинетики рассматриваются без связей реактивности с температурой, мощностью и другими технологическими параметрами реактора. Уравнения кинетики имеют приложения для реакторов нулевой мощности (критических сборок) и для энергетических реакторов в подкритическом состоянии или на минимальном контролируемом уровне мощности, когда энергия, выделяемая нейтронами в процессе цепной реакции деления ядер, настолько мала, что не влияет на температуру реактора. В предлагаемом учебном курсе также представлены общее и приближенные решения уравнений кинетики.

Модуль 1. Введение. Модуль 2. Уравнение кинетики реактора. Модуль 3. Формула обратного умножения. Модуль 4. Разгон на мгновенных нейтронах. Модуль 5. Аналитические решения уравнений кинетики. Модуль 6. Частный случай решения уравнений кинетики. Модуль 7. Формула обратных часов. Модуль 8. Обращенное решение уравнения кинетики. Модуль 9. Решение уравнений кинетики в приближении мгновенного скачка. Модуль 10. Изменение нуклидного состава топлива при работе реактора, влияние на реактивность. Модуль 11. Накопление осколков деления, влияние на реактивность. Модуль 12. Переходные процессы при отравлении реактора в результате изменения концентраций ядер самария и ксенона. Модуль 13. Коэффициенты реактивности. Модуль 14. Коэффициенты реактивности и запасы реактивности  для реакторов ВВЭР, РБМК, БН. Модуль 15. Уравнения динамики реакторов.