Излагаются основы теории управления ядерными реакторами на тепловых и быстрых нейтронах и энергетическими установками на их основе. Приводится методика решения уравнений кинетики аналитически и методами математического моделирования, выведены передаточные функции реактора как объекта регулирования с учетом температурных эффектов реактивности. Рассматриваются рабочие органы и механизмы систем управления и защиты реакторов разных типов,методика расчета их эффективности, системы привода, детекторы нейтронов. Управление ядерными реакторами анализируется отдельно для режимов пуска, нормального и аварийного отключения, диапазона рабочих нагрузок. Особое внимание уделяется программам регулирования, анализу переходных процессов, использованию средств вычислительной техники для автоматического управления и контроля технологических параметров. Конспект предназначен для студентов вузов энергетических специальностей.

• Содержание
• Глава первая. Физические основы регулирования реактора
• Глава вторая. Передаточная функция реактора как объекта регулирования
• Глава третья. Расчет эффективности системы управления и защиты реактора
• Глава четвертая. Механизмы системы управления реактором
• Глава пятая. Измерение мощности реактора и детекторы нейтронов
• Глава шестая. Управление ядерным реактором в режиме пуска
• Глава седьмая. Выключение реактора
• Глава восьмая. Автоматическое регулирование реактора в диапазоне рабочих нагрузок
• Глава девятая. Автоматическое регулирование ядерных энергетических установок
• Литература