У монографії представлено весь комплекс завдань, які повинні бути вирішені під час розробки сучасної програми фізичного розрахунку реактора, що значною мірою дозволяє дослідити перехідні режими використання енергетичних реакторів на теплових нейтронах. У монографії розкриті сучасні аспекти чисельного розрахунку енергетичного реактора в дослідженнях безпеки вільних та швидких перехідних процесів, зумовленої динамічності розвитку та впровадження в експлуатацію нових типів палива та паливних циклів, що з урахуванням модернізації системи та політики безпеки значно збільшило об’єм відповідних аналізів безпеки. Ця монографія буде корисною для підвищення кваліфікації працівників відділів ядерної безпеки атомних електростанцій, спеціалістів, які займаються обґрунтуванням безпеки реакторів типу ВВЕР України в різних режимах експлуатації, а також випускників відповідної спеціальності у вищих навчальних закладах України.