Институт ядерной физики
и технологий
Теория ядерных реакторов и нейтронно-физические расчеты
Учебники и учебные пособия издания НИЯУ МИФИ: теория ядерных реакторов и нейтронно-физические расчеты
Файлы ядерных данных и их использование в нейтронно-физических расчетах
Колесов В.В., Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В. Файлы ядерных данных и их использование в нейтронно-физических расчетах: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2014
Изложены основные сведения по способам хранения оцененных ядерных данных и их переработке в библиотеки групповых констант. Дано описание пакета визуального представления ядерных данных JANIS, включающее иллюстративный материал. Приложения содержат справочную информацию по идентификаторам формата ENDF.
Пособие написано по курсам лекций «Эффективные нейтронные сечения и способы представления ядерных данных» и «Современные компьютерные технологии для обоснования безопасного обращения с ядерными материалами», «Методы физических расчетов: математическое и физическое моделирование», которые читаются авторами для студентов старших курсов и магистров НИЯУ МИФИ и ИАТЭ НИЯУ МИФИ. Составлено в соответствии с Государственным образовательным стандартом дисциплин по направления подготовки «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», «Ядерные реакторы и материалы».
Предназначено студентам и аспирантам, специализирующимся в области исследования нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках, а также может быть полезно специалистам, занимающимся нейтронно-физическими расчетами реакторов.
Физическая теория ядерных реакторов. Теория возмущений и медленные нестационарные процессы.
Савандер В.И., Увакин М.А. Физическая теория ядерных реакторов. Ч. 2 Теория возмущений и медленные нестационарные процессы: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2013
Настоящее пособие представляет собой изложение учебного материала, относящегося ко второй части двухсеместрового курса «Физическая теория ядерных реакторов», читаемого на 5-м и 6-м семестрах студентам кафедры теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов. В пособии излагаются основы теории медленных физических процессов, происходящих при работе ядерного реактора, и элементы теории возмущений, основанной на понятии ценности нейтронов.
Пособие содержит ряд дополнений и исправлений, и является последним по времени вариантом представления лекционного материала по этому курсу.
Материал пособия предполагает знание основ курса «Теория переноса нейтронов», а также первой части пособия «Однородная размножающая среда и теория гетерогенных структур».
Пособие ориентировано на студентов вузов, специализирующихся по направлению «Ядерные энергетические установки», а также может быть полезно для научных работников, занимающихся теорией и методами расчета ядерных реакторов.
Физические основы безопасности ядерных реакторов
Наумов В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов: Учебное пособие. 2-е изд., испр. и доп. М.: НИЯУ МИФИ. 2013
Пособие написано на основе курса лекций "Динамика и безопасность ядерных реакторов", читаемого в МИФИ. Основное внимание уделено нестационарным процессам и особенностям их протекания в различных условиях, физической природе обратных связей, влияющих на динамику реактора, количественной оценке коэффициентов и эффектов реактивности, проблеме устойчивости. Наряду с точечной моделью анализируются пространственновременные процессы в реакторах. На основе модели Нордгейма – Фукса рассмотрено поведение реактора при больших скачках реактивности. Приведено описание остаточного энерговыделения и возможных физико-химических процессов, сопутствующих аварийным ситуациям. Обсуждается опыт крупных аварий на ядерных реакторах и концепция внутренней безопасности.
Предназначено для студентов, специализирующихся в области физики ядерных реакторов и энергетических установок.
Физическая теория ядерных реакторов. Лабораторный практикум.
Увакин М.А., Савандер В.И. Лабораторный практикум «Физическая теория ядерных реакторов». М.: НИЯУ МИФИ, 2013
Пособие включает в себя восемь лабораторных работ, каждая из которых состоит из краткого обзора теоретического материала, 20 однотипных вариантов задания и контрольных вопросов в форме качественных задач. Выполнение работ предполагается с помощью персональных компьютеров с использованием верифицированной программы расчета выгорания топлива в элементарной ячейке. В качестве примера рекомендована работа с использованием программы GETERA-93.
Предназначено для студентов, специализирующихся в области физики реакторов и энергетических установок.
Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU
Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2012
Пособие дает необходимый минимум информации для расчёта переноса нейтральных частиц методом Монте-Карло по универсальной отечественной программе MCU, предназначенной для расчёта любых ядерно-энергетических установок. Существуют свободно распространяемые версии, программа снабжена полной документацией.
Позволяет начать работать с программой и может служить введением в документацию. Кратко изложены физические основы и принцип моделирования. Кроме того, поскольку подобные программы обладают универсальной структурой, ими можно воспользоваться и как введением в работу с любой другой универсальной программой расчёта переноса частиц, основанной на методе Монте-Карло.
Основано на курсе лекций, которые читались в НИЯУ МИФИ и МФТИ, предназначено для студентов, аспирантов и специалистов, осваивающих расчёты методом Монте-Карло.
Нейтронно-физические процессы в размножающих средах
Смирнов В.Е. Нейтронно-физические процессы в размножающих средах: Лабораторный практикум. М.: МИФИ, 2008
Цель лабораторного практикума - изучение основ экспериментальных методов исследования нейтронно-физических процессов в размножающих нейтроны средах.
Практикум включает экспериментальные работы по изучению и интерпретации стационарных пространственных распределений нейтронов в подкритических сборках и работы по интерпретации результатов моделирования нестационарных процессов с целью определения реактивности подкритических и критических сборок.
Практикум предназначен для сопровождения учебных курсов в цикле подготовки специалистов по специальности "Ядерные реакторы и энергетические установки" направления "Ядерные физика и технологии".
Основы теории критичности, методы расчёта и возмущение реактивности реактора
Кузьмин А.М. Основы теории критичности, методы расчёта и возмущение реактивности реактора: Учебное пособие. — М.: МИФИ, 2008
Учебное пособие по дисциплине «Теория ядерных реакторов» состоит из введения, четырёх разделов и приложения. В них представлены основные выводы о развитии цепной реакции деления ядер, условия критичности реактора, методы расчёта плотности потока нейтронов в односкоростном и многогрупповом диффузионном приближении, соотношения теории возмущений для эффективного коэффициента размножения нейтронов и применения их для расчёта коэффициентов реактивности реактора. Включено описание одного из приближённых методов расчёта потока нейтронов – метода условного разделения переменных. Изложение основ теории сопровождается примерами решения условно-критических задач для простых моделей реактора. Каждому разделу предшествует краткое описание приближений, с учётом которых рассматривается распределение нейтронов.
Учебное пособие предназначено для студентов старших курсов университета, обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки». Оно может оказаться полезным также для магистров и поступающих в аспирантуру МИФИ по указанной специальности.
Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов. Потенциал инновационных технологий.
Шмелев А.Н., Апсэ В.А., Куликов Г.Г. Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов. Потенциал инновационных технологий: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2008
Рассмотрены физические процессы трансмутации долгоживущих продуктов деления в короткоживущие и стабильные нуклиды в нейтронных полях различных ядерных установок (ядерных реакторов, электроядерных установок и бланкетов термоядерных установок). Сформулированы общий подход и критерии, определяющие эффективность трансмутационного процесса. В приложении рассмотрены концепции перспективных ядерных технологических установок для обезвреживания наиболее опасных долгоживущих радионуклидов. Настоящее пособие предназначается для использования при изучении курса «Технология ядерных топливных циклов. Основы обращения с радиоактивными отходами», который читается в МИФИ при подготовке магистров по технической физике.
Пособие может быть полезно студентам старших курсов и аспирантам при изучении систем учета и контроля ядерных материалов.
Диффузия и замедление нейтронов в неразмножающих средах. Лабораторный практикум
Смирнов В.Е. Диффузия и замедление нейтронов в неразмножающих средах: Лабораторный практикум. М.: МИФИ, 2008
Цель лабораторного практикума – изучение основ экспериментальных методов исследования диффузии и замедления нейтронов в неразмножающих средах.
Практикум включает экспериментальные работы по изучению и интерпретации стационарных пространственных распределений тепловых и резонансных нейтронов в графитовой призме и работу по интерпретации результатов моделирования нестационарных процессов с целью определения диффузионных параметров воды.
Практикум предназначен для сопровождения учебных курсов в цикле подготовки специалистов по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки» направления «Ядерные физика и технологии».
Основы нейтронной физики
Стогов Ю.В. Основы нейтронной физики: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 2008
В пособии излагаются вопросы физики нейтронов применительно к ядерным реакторам (диапазон энергий нейтронов (10-3-107) эВ). Приводится информация, необходимая для понимания взаимодействия нейтронов с атомными ядрами, замедления, термализации и диффузии нейтронов, методов получения нейтронов, регистрации нейтронов.
Ориентировано на студентов, обучающихся по специальности 1403 «Ядерные реакторы и энергетические установки».
Физическая теория ядерных реакторов. Теория ценности нейтронов и кинетика ядерного реактора.
Савандер В.И., Увакин М. А., Физическая теория ядерных реакторов. Ч. 2 Теория ценности нейтронов и кинетика ядерного реактора: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2008
Настоящее пособие представляет собой вторую часть обобщенного и дополненного варианта курса «Физическая теория ядерных реакторов», длительное время читаемого на кафедре Физики реакторов. В основу пособия был положен курс лекций, созданный профессором Вячеславом Васильевичем Хромовым. В первой части пособия были изложены физические принципы описания размножающих сред и теория гетерогенных структур. Вторая часть посвящена теории ценности нейтронов и физическим процессам, возникающим при работе ядерного реактора. Большая работа по структурированию и приведению в единый формат материала на лекциях была проделана В.И. Савандером. Настоящее пособие содержит ряд дополнений и исправлений, и является вариантом представления лекционного материала в целом едином стиле. Пособие ориентировано на студентов вузов, специализирующихся по направлению «Ядерные энергетические установки», а также может быть полезно для научных работников, занимающихся теорией и методами расчета ядерных реакторов.
Материал пособия предполагает знание основ курса «Теория переноса нейтронов», а также первой части пособия «Однородная размножающая среда и теория гетерогенных структур».
Физическая теория ядерных реакторов. Однородная размножающая среда и теория гетерогенных структур.
Савандер В.И., Увакин М.А. Физическая теория ядерных реакторов. Часть 1. Однородная размножающая среда и теория гетерогенных структур: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007
Настоящее пособие представляет собой обобщенный и дополненный курс «Физическая теория ядерных реакторов», читаемый на кафедре теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов более 40 лет. Основы курса были заложены такими выдающимися учеными-физиками как А.И. Лейпунский, С.М. Фейнберг, В.В. Орлов. Основной вклад в формирование материала в том виде, в котором он излагается в настоящее время, принадлежит профессору В.В. Хромову, долгое время читавшему лекции по данному курсу.
Пособие ориентировано на студентов вузов, специализирующихся по направлению «Ядерные энергетические установки», а также может быть полезно для научных работников, занимающихся теорией и методами расчета ядерных реакторов. Материал пособия предполагает знание основ курса «Теория переноса нейтронов».
Теория переноса нейтронов
Крючков Э.Ф., Юрова Л.Н. Теория переноса нейтронов: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007
Пособие написано на основе лекций, читаемых авторами по курсу «Теория переноса нейтронов» в МИФИ в течение более чем пятнадцати лет. Книга, по сути, является существенно переработанным и дополненным учебным пособием В.В. Хромова и А.А. Кашутина «Теория диффузии и замедления нейтронов в неразмножающих средах», которое было издано в МИФИ более двадцати лет назад. Курс «Теория переноса нейтронов» – первый курс специализации, и в нем изложены классические подходы к различным моделям, описывающим распределение нейтронов в среде. Авторы не претендуют на всеобъемлющее описание теории переноса нейтронов. Пособие ограничено, как правило, областью реакторной физики и ориентировано, прежде всего, на студентов, обучающихся по специальности 1403 «Ядерные реакторы и энергетические установки». В ряде случаев описание ограничивается неразмножающими средами, поскольку случай размножающей среды рассматривается в таких дальнейших курсах, как «Физическая теория ядерных реакторов» и др. Пособие может быть полезно также для студентов и аспирантов, обучающихся по смежным специальностям.
Расчет реактора с отражателем численным методом
Петрова Т.Е., Хромова М.В. Расчет реактора с отражателем численным методом: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 1990
Предназначено для освоения студентами численного метода расчета реакторов в диффузионно-многогрупповом приближении, используемого при выполнении домашнего задания и курсового проекта по физической теории реакторов.
Приводятся вывод конечно-разностных уравнений решение их методом разностной факторизации. Обсуждается вопрос о сходимости метода итераций источников и о точности расчетов, производимых численным методом. Рассматривается схема применения алгоритма численного метода для расчета реактора с отражателем в двухгрупповом приближении.
Предложенный алгоритм реализован также в программе расчета. на ЭВМ СМ-4 в интерактивном режиме. Описание программы и пример расчета приводятся.
Пособие рассчитано на студентов, специализирующихся в области теории и методов расчета ядерных реакторов.
Численные методы расчета нейтронных полей
Сироткин А.М. Численные методы расчета нейтронных полей: Учебное пособие. М.: МИФИ, 1989
Дается классификация численных методов решения различных форм уравнения переноса нейтронов, рассматриваются итерационные методы решения однородных и неоднородных уравнений, достаточно подробно изложены вопросы перехода от дифференциальной формы диффузионного уравнения в двумерной геометрии к его векторно-матричному аналогу и два наиболее популярных итерационных метода его решения - метод переменных направлений и метод верхней релаксации.
Функции ценности нейтронов. Лагранжианы нейтронных полей. Формулы возмущений
Хромов В.В. Функции ценности нейтронов. Лагранжианы нейтронных полей. Формулы возмущений. М.: МИФИ, 1989
В пособии представлен один из основных разделов курса по теории и методам расчета ядерных реакторов. Дана обобщенная формулировка функций ценности (сопряженных функций), рассматриваются вариационный формализм построения формул расчета возмущений функционалов в различных приближениях, возможности практического использования функций ценности при вариационной оценке функционалов нейтронного поля.
Предназначено для студентов старших курсов и аспирантов, специализирующихся по теоретической и экспериментальной физике реакторов, а также для слушателей ФПКСП.
Сборник задач и упражнений по теории и расчету ядерных реакторов. Статика однородных реакторов
Петрова Т.Е., Хромова М.Ф. Сборник задач и упражнений по теории и расчету ядерных реакторов. Статика однородных реакторов. - М.: МИФИ, 1988
Учебное пособие представляет собой сборник задач и упражнений только по двум разделам теории ядерных реакторов: однородная бесконечная размножающая среда и однородный реактор без отражателя. Сборник составлен на основе задач и упражнений, используемых авторами при проведении семинарских занятий и самостоятельной работы студентов, и базируется на теоретическом материале, изложенном в конспектах лекций профессора Орлова В. В. "Статика однородного реактора" и "Статика реактора без отражателя". Пособие содержит тексты задач и упражнения, ответы к ним, решения некоторых типовых задач или указания к решениям, а также ядерно-физические константы, необходимые для решения задач.
Учебное пособие предназначено для студентов, изучающих теорию и методы расчета ядерных реакторов.
Газокинетическая теория переноса нейтронов в неразмножающих средах
Кашутин А.А., Хромов В.В. Газокинетическая теория переноса нейтронов в неразмножающих средах. - М.: МИФИ, 1988
В основу учебного пособия положен центральный раздел курса "Теория переноса нейтронов", читающегося в настоящее время в Московском инженерно-физическом институте. В пособии рассматриваются основные вопросы, связанные с изучением глобальной модели взаимодействия нейтронов со средой - газокинетического уравнения переноса.
Пособие предназначено для студентов дневного гр. Ф6-01, 01а, Ф7-02, 02a.
Методы теории возмущений в задачах реакторной физики
Кашутин А.А., Хромов В.В. Лабораторный практикум "Методы теории возмущений в задачах реакторной физики". - М.: МИФИ, 1987
Лабораторный практикум "Методы теории возмущений в задачах реакторной физики" предназначен для изучения одного из широко распространенных математических методов расчета характеристик ядерных реакторов - теории возмущений. Практикум содержит три лабораторные работы, которые охватывают основные аспекты использования метода в реакторных расчетах.
Лабораторные работы практикума выполняются в режиме диалога с ЭВМ и позволяют широко использовать возможности современной вычислительной техники для обработки результатов исследований.
Практикум предназначен для студентов группы Ф8-01в, а также слушателей ФПКСП и ФПКП.
Нейтронные эффективные сечения
Юрова Л.Н. Нейтронные эффективные сечения: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 1986
В пособии излагаются основные свойства нейтрона и ядер, рассматриваются элементарная теория взаимодействия нейтрона с ядром и основные закономерности зависимости полного сечения от энергии нейтрона и массового числа. Освещены вопросы, связанные с ядерными реакциями, которые идут при небольших энергиях: механизм протекания ядерных реакций, законы сохранения, сечение ядерной реакции, распределение продуктов ядерной реакции по энергии.
Статика однородного реактора без отражателя
Орлов В.В. Статика однородного реактора без отражателя - М.: МИФИ, 1986
Учебное пособие посвящено рассмотрению вопросов современной теории и методов расчета реакторов конечных размеров без отражателя. В пособии исследуется зависимость критической массы от критического объёма для реакторов разных спектров. Обсуждается точность используемого в расчетах диффузионного приближения.
Необходимость издания пособия вызвана спецификой подготовки специалистов по специальности 0311, которая предполагает усиленную физико-математическую подготовку и углубленную самостоятельную работу студентов.
Пособие необходимо студентам при изучении курса «Теория ядерных реакторов», а также при курсовом и дипломном проектировании и при расчетах реакторов разных типов.
Кинетика реактора
Орлов В.В. Кинетика реактора: Конспект лекций. - М.: МИФИ, 1985
Конспект лекций знакомит студентов с современной теорией нестационарного реактора. Рассматриваются уравнения кинетики одноточечной модели реактора с использованием сопряженных уравнений и понятия ценности нейтронов. Анализируются температурные и мощностные эффекты реактивности. Приводятся примеры динамических процессов в реакторе. Изучаются вопросы изменения коэффициента размножения и состава топлива в процессе работы реактора, воспроизводства в реакторах разных спектров новых делящихся нуклидов, рассматриваются системы регулирования реактора.
Конспект рассчитан на студентов, специализирующихся в области теории и методов расчета ядерных реакторов. Знания, полученные студентами при изучении конспекта, необходимы при выполнении ими курсового и дипломного проектов и при проведении расчетов и проектировании ядерных реакторов разных типов.
Статика однородного ядерного реактора
Орлов В.В. Статика однородного ядерного реактора. М.: Изд. МИФИ, 1983
Конспект лекций знакомит студентов с современной теорией и методами расчета нейтронно-физических характеристик процесса переноса и размножения нейтронов в бесконечной однородной среде. Рассматриваются основные уравнения бесконечного реактора и методы их решения, излагаются методы расчета коэффициента размножения и его сомножителей в гомогенном реакторе.
Конспект рассчитан на студентов, специализирующихся в области теории и методов расчета ядерных реакторов. Знания, полученные студентами при изучении конспекты, необходимы при выполнении ими курсового и дипломного проектов и при проведении расчетов и проектировании ядерных реакторов различного назначения.
Динамика реакторов
Шихов С.Б., Щукин Н.В. Динамика реакторов. - М.: Изд. МИФИ, 1982
В учебном пособии излагается теория устойчивости ядерного реактора в режиме саморегулирования, рассматриваются вопросы управления реактором с учетом обратных связей. Даются аналитические и численные методы исследования динамики реакторов. Глава 1 учебного пособия посвящена исследованию математических моделей реактора, в основе которых лежит "точечное" приближение нейтронной кинетики. В главе 2 рассматриваются вопросы пространственной динамики реакторов с использованием распределенных математических моделей.
Учебное пособие предназначено для студентов и аспирантов, специализирующихся в области ядерных энергетических установок. Кроме того, оно может быть полезным для студентов и специалистов по прикладной математике.
Оценка физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах
Кузьмин А.М., Хромов В.В. Оценка физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1982
В пособии рассмотрены методика расчета физических характеристик и некоторых сырьевых показателей реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, использующих уран-плутониевое топливо. Приведены формулы для оценки критической массы, коэффициентов воспроизводства, тепловыделения, выгорания топлива, времени удвоения и количества топлива, загружаемого и выгружаемого из реактора.
Данное пособие отличается от изданного в 1977 г. тем, что расширено введение и существенно переработана та часть методики, которая связана с расчетом критичности реактора и выравниванием тепловыделения на среднеизотопном составе. Измененная методика позволяет оценивать физические характеристики быстрых реакторов, использующих в активной зоне топливо с содержанием высших изотопов плутония.
Пособие рассчитано на студентов старших курсов и дипломников, специализирующихся в области физики и теории реакторов. Оно может оказаться полезным всем занимающимся расчетно-теоретическими исследованиями быстрых реакторов.
Диффузия и замедление нейтронов в неразмножающих средах
Хромов В.В., Кашутин А.А. Диффузия и замедление нейтронов в неразмножающих средах. Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1982
Пособие написано на основе курса лекций "Теория переноса нейтронов".
Рассматриваются основные вопросы моделирования пространственной миграции и замедления нейтронов в неразмножающих средах. Вводятся основные характеристики для описания распределений нейтронных полей, свойств сред и основных нейтронно-физических процессов. Модельные интегро-дифференциальные уравнения выводятся на основе рассмотрения баланса скоростей нейтронно-физических процессов, протекающих в средах. Исследуются границы применимости обсуждаемых моделей теории переноса. Приводятся примеры аналитического расчета распределений нейтронных полей в средах и их практического использования для оценки физических характеристик сред.
Пособие предназначено для студентов, инженеров и аспирантов, специализирующихся в области теории и физики ядерных реакторов.
Численный метод решения одномерной диффузионной задачи с источником
Петрова Т.Е., Хромова М.В. Численный метод решения одномерной диффузионной задачи с источником. - М.: Изд. МИФИ, 1981
Учебное пособие предназначено для освоения студентами численного метода одномерного расчета ядерного реактора в диффузионно-многогрупповом приближении, необходимого при выполнении домашнего задания по курсу "Теория ядерных реакторов".
В пособии излагается алгоритм численного метода, рассматривается схема его применения для расчета реактора отражателем в двухгрупповом приближении. Указана последовательность расчета плотностей потоков быстрых и тепловых нейтронов и эффективного коэффициента размножения, приведены основные формулы и пример расчета численным методом реактора с отражателем.
Пособие рассчитано на студентов, специализирующихся в области теории и методов расчета ядерных реакторов.
Нестационарная теория переноса
Шихов С.Б., Ершов Ю.И. Нестационарная теория переноса. Учебное пособие. - М.: Изд. МИФИ, 1978
В учебном пособии кратко излагаются постановка и вывод основной задачи нестационарной теории переноса. Основное внимание уделяется удач ному выбору физической модели и четкому строгому математическому формализму ее описания. Для этой цели изучается задача Коши в банаховых пространствах, свойства теории операторов, в частности элементы теории полугрупп, элементы спектральной теории операторов. Во второй главе указанная теория применяется к оператору нестационарной теории переноса.
Пособие предназначено для студентов специальности "Прикладная математика", аспирантов и молодых специалистов.
