Введение

Необходимость всесторонних исследований динамики ядерных энергетических реакторов и,  в частности необходимость анализа устойчивости стационарных режимов их работы не вызывает сомнений, однако эти исследования сопряжены с немалыми трудностями. Эти трудности обусловлены сложностью конструкций современных реакторов, многообразием их типов и, что особенно существенно, многообразием и взаимосвязями различных процессов в реакторах – нейтронно-физических, газодинамических, тепловых, механических, гидравлических и др. Такие явления, как кипение теплоносителя, циркуляция ядерного горючего (жидкого или газообразного), а также наличие сложных систем управления и регулирования приводят к дополнительным затруднениям в теоретическом исследовании динамики ядерных установок.

Важно отметить, что такое сложное переплетение разнородных физических процессов формирует внутренние обратные связи в реакторе, которые, к счастью, прослеживаются без особого труда. В самом деле, изменение плотности нейтронов в реакторе приводит к изменению тепловыделения в нем, которое влечет за собой изменения температур и плотностей различных сред и элементов конструкций реактора (твэлов, теплоносителя, блоков замедлителя и др.). Изменение физического состояния всех этих сред приводит к изменениям их размножающих, замедляющих и поглощающих свойств, т.е. к изменению коэффициента размножения реактора, что, в свою очередь, влечет за собой новые изменения плотности нейтронов. Если эти обратные связи достаточно сильны, а изменения переменных реактора имеют надлежащие фазовые сдвиги, то стационарный режим работы реактора оказывается неустойчивым. К такому выводу приводят многочисленные работы [1] по теоретическому и экспериментальному исследованию устойчивости реакторов. Дополнительные обратные связи, обусловленные наличием органов регулирования и управления, также могут оказаться причиной неустойчивой