Программа дисциплины дс теплогидравлический расчет ядерных реакторов для студентов специальности 140404 "Атомные электростанции и установки" направления
| Вид материала | Программа дисциплины |
- Программа дисциплины опд. «Математические методы моделирования физических процессов», 126.94kb.
- Программа дисциплины сд. 16 Инструментальные методы химического анализа для студентов, 130.58kb.
- Программа дисциплины гсэ. 1 Методология и история ядерной энергетики для студентов, 89.06kb.
- Программа дисциплины гсэ. 1 Методология и история ядерной энергетики для студентов, 91.07kb.
- Программа дисциплины опд. Ф. 07 Математические методы моделирования физических процессов, 147.72kb.
- Программа дисциплины фтд. 2 Химводоподготовка, спецводоочистка на аэс для студентов, 134.15kb.
- Программа дисциплины дс физико-механические свойства конструкционных материалов для, 78.7kb.
- Программа дисциплины опд. В «Теория механизмов и машин» для студентов специальности, 89.93kb.
- Программа дисциплины опд. Р «Химические процессы и аппараты на аэс» для студентов специальности, 88.01kb.
- Программа дисциплины сд. Ф тепломассообмен в энергетическом оборудовании для студентов, 339.47kb.
Министерство образования и науки Российской Федерации
Федеральное агентство по образованию
ОБНИНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (ИАТЭ)
| | УТВЕРЖДАЮ |
| | Проректор по учебной работе С.Б. Бурухин |
| | “______”____________ 2008 г. |
ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ
ДС.6. ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
для студентов специальности 140404 – “Атомные электростанции и установки”
направления 140400 – “Техническая физика”
Форма обучения: очная
Объем дисциплины и виды учебной работы по очной форме в соответствии с учебным планом
| Вид учебной работы | Всего часов | Семестры | |
| | | 9 | 10 |
| Общая трудоемкость дисциплины | 105 | 68 | 37 |
| Аудиторные занятия | 68 | 51 | 17 |
| Лекции | 34 | 34 | - |
| Практические занятия и семинары | 17 | 17 | - |
| Лабораторные работы | - | - | - |
| Курсовой проект (КП) | 17 | - | 17 |
| Самостоятельная работа | 37 | 17 | 20 |
| Расчетно-графические работы | - | - | - |
| Вид итогового контроля (зачет, экзамен) | | Экзамен | Зачет по КП с оценкой |
Обнинск 2008
Программа составлена в соответствии с Государственным образовательным стандартом высшего профессионального образования по направлению 140400 – “Техническая физика”.
Программу составил:
__________________А.В. Жуков, доктор техн. наук, профессор кафедры “Теплофизика”
Программа рассмотрена на заседании кафедры теплофизики (протокол № __ от __.__.2008 г.)
Заведующий кафедрой
“Теплофизика”
___________________ Е.Ф. Авдеев
“____”_____________ 2008 г.
СОГЛАСОВАНО
| Начальник Учебно – методического управления ___________________ Ю.Д. Соколова “____”_____________ 2008 г. | Декан Физико-энергетического факультета ___________________ В.И. Белозеров “____”_____________ 2008 г. |
- Цели и задачи дисциплины
Цели и задачи дисциплины определяются необходимостью обучения студентов в области теплогидравлического расчета активных зон реакторов различного класса, приобретения студентами навыков в этой области, осуществления конкретных расчетов активных зон реакторов с водяным, газовым и жидкометаллическим охлаждением с учетом стратегии развития атомной энергетики на современном этапе и на ближайшее будущее.
Дисциплина “Теплогидравлический расчет ядерных реакторов” является инженерной, имеющей специальную направленность, учитывающую профиль подготовки инженеров по специальности 140400. В ней дается изложение основ теплогидравлического расчета активных зон реакторов и всего контура циркуляции теплоносителя с последующей теплофизической оптимизацией активной зоны. При этом рассматриваются наиболее распространенные промышленные типы современных энергетических реакторов, охлаждаемых различными теплоносителями (вода, жидкий металл, газ).
Цели и задачи дисциплины тесно связаны с умением студентов использовать при ее изучении ранее полученные знания по другим дисциплинам, предшествующим данной дисциплине или взаимосвязанным с ней.
Ввиду взаимозависимости в теплоносителях процессов теплообмена и гидродинамики дисциплины “Тепломассообмен в энергетическом оборудовании”, “Механика жидкости и газа” предшествуют и являются основой для изучения настоящей дисциплины.
Дисциплина взаимосвязана с изучением дисциплин “Физическая теория ядерных реакторов”, “Физический расчет ядерных реакторов”, которые, в частности, необходимы для расчета распределения тепловыделения в активных зонах. Указанное распределение используется в качестве исходных данных для теплогидравлического расчета активной зоны.
Дисциплины “Ядерные энергетические реакторы”, “Парогенераторы и теплообменники АЭС” дают необходимую для изучаемой дисциплины информацию о конструкции, компоновке и параметрах активных зон реакторов и контуров циркуляции теплоносителя ЯЭУ.
2. Требования к уровню освоения содержания дисциплины
Студент должен знать:
- Общую идеологию дисциплины, связанную с основными подходами теплогидравлического расчета реакторов различного назначения,
- методологию оценок максимальных температур твэлов, неравномерностей температур и тепловых потоков по периметру и высоте твэлов, подогревов теплоносителя в ТВС,
- особенности теплогидравлических процессов, протекающих в ТВС, охлаждаемых разными теплоносителями (водой, газом, жидкими металлами), и их отражение в расчетах,
- влияние переменного по высоте и радиусу активной зоны энерговыделения на основные теплогидравлические параметры, подлежащие расчетам,
- принцип суперпозиции, как основополагающий принцип, заложенный в уравнение энергии и используемый в расчетах теплогидравлики активных зон реакторов,
- способы профилирования энерговыделения и расходов теплоносителя по сечению активных зон реакторов,
- методики расчета расходов и подогревов теплоносителя по каналам ТВС с учетом взаимодействия параллельных каналов друг с другом,
- принципы межканального обмена в активных зонах реакторов различного класса и влияние конструкции ТВС и физических свойств теплоносителей на процессы межканального обмена,
- основные подходы и конкретные соотношения по расчету гидравлических сопротивлений по ходу циркуляционного тракта реактора,
- особенности конструкций активных зон и циркуляционных контуров различных реакторов с точки зрения их влияния на теплогидравлический расчет.
Уметь:
- проводить расчеты распределений температур теплоносителя, оболочки твэлов, топлива по высоте активной зоны,
- профилировать расходы теплоносителя по радиусу активной зоны в соответствии с энерговыделением,
- рассчитывать гидравлические сопротивления по каналам ТВС активной зоны и узлам циркуляционного контура,
- проводить теплогидравлический расчет активной зоны реактора с оптимизацией теплогидравлических параметров реактора и представлением результатов расчета в виде инженерных чертежей по узлам реактора,
- составлять программы теплогидравлического расчета ТВС активных зон реакторов с водяным, газовым, жидкометаллическим охлаждением, отражая в расчетах основные особенности теплогидравлики различных теплоносителей и специфику конструкции активных зон реакторов различного класса,
- правильно применять формулы по расчету искомых теплофизических величин (коэффициенты теплоотдачи, неравномерности температуры и т.д.) для различных категорий твэлов в ТВС,
- пользоваться упрощенными инженерными подходами по оценкам определяющих теплогидравлических величин, оценивая потерю точности при использовании упрощений.
Иметь навыки:
- определения потоков взаимодействия массой между параллельными каналами ТВС,
- определения теплового взаимодействия между параллельными каналами ТВС и отдельными ТВС активной зоны реактора,
- расчета гидравлических потерь в замкнутом контуре циркуляции с последующим выбором насоса,
- применения методов последовательного приближения в оценках коэффициентов гидравлического сопротивления параллельных каналов и коэффициентов теплоотдачи при кипении теплоносителя,
- использования общих законов движения и теплообмена при составлении уравнений тепломассообмена для параллельных каналов ТВС с последующим решением этих уравнений на ЭВМ,
- разбираться в основных конструктивных принципах реакторов различного класса (корпусные, канальные и т.д.), используя эти принципы при выполнении проекта реактора.
- пользования справочным материалом при проведении теплогидравлических расчетов.
3. Содержание дисциплины
Тематический план
| № п/п (из 3.1) | Раздел дисциплины | Лекции | Практ. занятия | КП |
| 3.1.1. | Введение | | | |
| 3.1.2. | Особенности ядерного реактора как источника энергии и вытекающие требования к теплогидравлическому расчету | | | |
| 3.1.3. | Классификация ядерных реакторов, их типы и особенности, сопоставление типов реакторов с точки зрения теплогидравлического расчета | | | |
| 3.1.4. | Общие характеристики теплогидравлического расчета реакторов | | | |
| 3.1.5. | Отвод тепла из активной зоны реактора | | | |
| 3.1.6. | Теплогидравлический расчет кассет цилиндрических твэлов и твэлов другой формы (реакторы типа БН, ВВЭР, РБМК, газовые реакторы) | | | |
| 3.1.7. | Общий теплогидравлический расчет реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя. Расчет реактора ВВЭР | | | |
| 3.1.8. | Теплогидравлический расчет топливных каналов с различными твэлами при кризисе теплоотдачи | | | |
| 3.1.9. | Гидродинамика и кризис теплообмена в тепловыделяющих сборках водо-водяного реактора при аварийной ситуации “СТОП-РАСХОД” | | | |
| 3.1.10. | Теплогидравлический расчет кипящих реакторов | | | |
| 3.1.11. | Теплогидравлический расчет реакторных паропроизводительных установок типа РБМК (водо-графитовые канальные реакторы) | | | |
| 3.1.12. | Теплогидравлический расчет реакторов на быстрых нейтронах (БН) | | | |
3.1. Лекции
3.1.1. Введение (2 ч. л.). [1 – 3]
Роль курса в подготовке инженеров-теплоэнергетиков.
Комплексность данных, закладываемых в теплогидравлический расчет ядерных реакторов; поисковый и поверочный теплогидравлический расчет. Объединение физического, теплогидравлического и прочностного расчетов в единый расчет реакторов.
3.1.2. Особенности ядерного реактора как источника энергии и вытекающие требования к теплогидравлическому расчету (1 ч. л.). [1 – 3]
Учет в теплогидравлическом расчете специфических особенностей ядерного реактора. Источники тепла в активной зоне; распределение тепловыделения в активной зоне, общие сведения о расчете тепловыделения, расчет для простейших случаев; коэффициенты неравномерности тепловыделения.
3.1.3. Классификация ядерных реакторов, их типы и особенности, сопоставление типов реакторов с точки зрения теплогидравлического расчета (2 ч. л.). [1 – 3]
Канальные водо-графитовые, корпусные водо-водяные, быстрые, газовые реакторы. Характерные твэлы и каналы, образуемые твэлами. Специфика теплогидравлического расчета различных реакторов.
3.1.4. Общие характеристики теплогидравлического расчета реакторов (2 ч. л.). [1 – 3]
Основные исходные данные; структура исходной информации к теплогидравлическому расчету. Описание расчетных схем контура циркуляции и его элементов (канальные реакторы – РБМК-1000, АМБ-200, РБМКП-2500; корпусные реакторы – ВВЭР, ВВРК). Сведения о порядке и объеме теплогидравлического расчета (математические модели, объем теплогидравлического расчета на различных стадиях проектирования, содержание теплогидравлического расчета, программы и подпрограммы теплогидравлического расчета).
3.1.5. Отвод тепла из активной зоны реактора (2 ч. л.) [1 – 3]
Предельно допустимые температуры теплоносителя, оболочки, топлива. Теплогидравлический расчет наиболее напряженной ТВС (максимальные тепловые потоки, градиенты энерговыделения), наиболее напряженного твэла (максимальная температура, максимальная неравномерность температуры). Характер изменения по высоте ТВС температуры теплоносителя, оболочки, топлива на оси. Координаты максимальных температур. Предельно допустимая мощность ТВС.
3.1.6. Теплогидравлический расчет кассет цилиндрических твэлов и твэлов другой формы (реакторы типа БН, ВВЭР, РБМК, газовые реакторы) (8 ч. л.) [1 – 5]
3.1.6.1. Особенности гидродинамики и теплообмена в ТВС с цилиндрическими твэлами (массообмен, неравномерное распределение расходов, различные категории твэлов – центральные и пристенные; различные теплоносители – жидкие металлы, вода, газ; роль оребрения твэлов).
3.1.6.2. Межканальное взаимодействие теплом и массой в ТВС (коэффициент перемешивания, суммарный коэффициент перемешивания и его составляющие; факторы, влияющие на интенсивность обмена. Формулы для коэффициентов межканального обмена. Роль составляющих в межканальном обмене для различных категорий реакторов – БН, ВВЭР, РБМК, газовые реакторы).
3.1.6.3. Гидродинамический расчет ТВС с цилиндрическими твэлами (программа ГИД). Поканальная методика расчета расходов теплоносителя.
Расчет коэффициентов гидравлического сопротивления (гладкие твэлы, оребренные твэлы, каналы произвольного сечения). Упрощенная методика расчета скоростей теплоносителя в каналах ТВС (изолированные каналы, взаимодействующие каналы).
3.1.6.4. Поканальная методика расчета подогрева теплоносителя в ТВС реакторов с цилиндрическими твэлами (программа ТЕМП).
Балансовые уравнения переноса тепла и их решение для различных категорий каналов ТВС. Тепловое взаимодействие ТВС в активных зонах реакторов. Общие сведения о расчете. Роль составляющих эффективного коэффициента теплового взаимодействия для реакторов различного типа (БН, ВВЭР, РБМК, газовые реакторы). Влияние межканального тепломассообмена на температурные поля ТВС.
3.1.6.5. Расчет температурных напоров “стенка - жидкость” для твэлов различного типа реакторов.
Цилиндрические твэлы. Водяные и газовые реакторы (раздвинутые решетки твэлов, тесные решетки твэлов). Реакторы с жидкометаллическим охлаждением. Центральные, пристенные твэлы. Влияние определяющих параметров на коэффициенты теплоотдачи (температурные напоры). Реакторы с трубчатыми и кольцевыми твэлами, реакторы с твэлами в виде плоских зазоров.
3.1.6.6. Влияние переменного энерговыделения по высоте активной зоны на температурные напоры “стенка - жидкость”.
Пересчет данных, полученных при постоянном энерговыделении, на произвольный закон энерговыделения (принцип суперпозиции, интеграл Дюамеля). Рекомендации для переходных функций. Степень опасности уменьшения коэффициента теплоотдачи при переменном энерговыделении для реакторов с водяным, газовым и жидкометаллическим охлаждением. Упрощенные оценки температурных напоров “стенка - жидкость” при переменном энерговыделении.
3.1.6.7. Расчет неравномерностей температуры по периметру цилиндрических твэлов.
Реакторы с жидкометаллическим охлаждением. Центральные твэлы. Влияние эквивалентной теплопроводности и шага решетки твэлов на неравномерности температуры (реакторы с водяным и газовым охлаждением). Влияние свойств теплоносителя на неравномерности температуры и коэффициенты теплоотдачи. Пристенные твэлы. Влияние различных факторов на температурные поля пристенных твэлов. Формулы для расчета.
3.1.6.8. Распределение температуры по сечению твэлов. Температурный перепад по сечению ячейки (стержневые твэлы, кольцевые твэлы с односторонним и двусторонним теплоподводом). Расчет температурного режима ТВС с кольцевыми твэлами.
3.1.7. Общий теплогидравлический расчет реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя. Расчет реактора ВВЭР (6 ч. л.) [1 – 5, 7 – 9]
3.1.7.1. Определение расхода теплоносителя через реактор.
3.1.7.2. Определение тепловой мощности отдельного канала реактора.
3.1.7.3. Гидравлическое профилирование, его принципы и практическое выполнение. Расчет гидравлического профилирования.
3.1.7.4.Теплогидравлический расчет водо-водяного реактора при охлаждении однофазным теплоносителем (пример)
Основные исходные данные. Поверочный расчет: тепловая мощность реактора, объем активной зоны, число ячеек в активной зоне; расход теплоносителя через реактор и через наиболее напряженную ячейку; максимальный тепловой поток и запас до критического теплового потока. Расчет гидравлических характеристик. Распределение температуры по высоте ТВС.
3.1.8. Теплогидравлический расчет топливных каналов с различными твэлами при кризисе теплоотдачи (2 ч.л.) [1 – 5, 7 – 9]. Расчет критической мощности канала и запасов по мощности реактора до возникновения кризиса теплоотдачи в отдельных каналах.
3.1.9. Гидродинамика и кризис теплообмена в тепловыделяющих сборках водо-водяного реактора при аварийной ситуации “СТОП-РАСХОД” (1 ч.л.) [1 – 5, 7 – 9]. Явление “захлебывания” и его гидродинамические характеристики.
Кризис теплообмена в одиночных каналах с заглушенным нижним торцом. Кризис теплообмена в пучках стержней при отсутствии расхода теплоносителя через нижнее сечение. Противоточное течение в системах изолированных параллельно работающих каналов.
3.1.10. Теплогидравлический расчет кипящих реакторов (2 ч.л.) [1 – 5, 7 – 9]. Особенности теплогидравлического расчета водо-водяных кипящих реакторов корпусного типа.
3.1.11. Теплогидравлический расчет реакторных паропроизводительных установок типа РБМК (водо-графитовые канальные реакторы)(4 ч.л.) [1 – 5, 7 – 9]
3.1.11.1. Расчет реактора типа РБМК с вынужденной циркуляцией теплоносителя.
Задачи расчета. Исходные данные. Последовательность расчета. Расчет напряженности и размеров активной зоны. Определение расхода через реактор и расхода питательной воды. Гидравлический расчет контура циркуляции.
3.1.11.2. Теплогидравлический расчет реакторных паропроизводительных установок (ППУ) с естественной циркуляцией.
Схемы групповых петель (реактор с трубчатыми твэлами, реактор со стержневыми твэлами). Выбор характерного контура. Методика расчета. Определение запаса до критической мощности технологического канала (ТК). Определение размеров активной зоны.
3.1.11.3. Расчет температуры графитового замедлителя. Поверочный расчет параметров теплоносителя и твэла в ТК максимальной мощности.
Расчет максимальной температуры в графитовом замедлителе ячейки ТК со стержневыми твэлами. Тепловой поток на поверхности твэла, температура и паросодержание теплоносителя, температура поверхности твэла, температуры топливного материала.
3.1.12. Теплогидравлический расчет реакторов на быстрых нейтронах (БН) (2 ч.л.) [1 – 11, 18, 19]
Исходные данные, последовательность расчета. Определение максимальных температур, горячие пятна, азимутальные неравномерности температуры.
3.2. Практические занятия
| Разделы (из 3.1) | Темы практических занятий | Литература | Число часов |
| 3.1.5. | а) Отвод тепла из активной зоны реактора: характер изменения по высоте ТВС температуры теплоносителя, оболочки, топлива, температурный перепад по сечению ячейки. Предельно допустимая мощность ТВС, выражение подогревов теплоносителя и температурных напоров через kr и kz соответственно. | [1, 2, 3] | 9 |
| 3.1.6. | б) Расчет температурных напоров “стенка-жидкость” для твэлов различных реакторов (ВВЭР, РБМК, БН); расчет неравномерностей температуры по периметру твэлов этих реакторов: теплоноситель вода, газ, жидкие металлы. Тесные и раздвинутые решетки твэлов | [1, 2, 3] | 4 |
| 3.1.7. | Эффект переменного энерговыделения | [1,5] | 2 |
| 3.1.12. | Гидравлическое профилирование в реакторах | [1] | 2 |
3.3. Лабораторный практикум – не предусматривается
3.4. Курсовой проект и его характеристика
Тема курсового проекта “Тепловой расчет активной зоны, ТВС и твэлов ядерных реакторов типа ВВЭР и БН”.
Курсовой проект выполняется в 10-ом семестре после прослушивания студентами теоретического курса “Теплогидравлический расчет ядерных реакторов”, сдачи экзамена в 9-ом семестре по теории.
Курсовой проект выполняется по реакторам на быстрых нейтронах (типа БН, жидкометаллическое охлаждение) и водо-водяным корпусным реакторам (типа ВВЭР).
Он предполагает проведение теплового расчета активной зоны, включающего определение подогревов теплоносителя по ТВС, по ячейкам внутри ТВС, средних по периметру температур оболочек твэлов, максимальных температур оболочек твэлов, максимальных температур топлива. На основании расчета оптимизируется диаметр твэлов, число твэлов в ТВС, число ТВС в активной зоне, строятся закономерности изменения температуры теплоносителя, оболочек твэлов и топлива по высоте активной зоны и т.д.
Курсовой проект оформляется в виде пояснительной записки с указанием заданного варианта задания, с подробным описанием и анализом результатов проведенных расчетов, с иллюстрациями по конструктивному выполнению реактора и его ТВС, а также по характеру изменения температур и тепловых потоков по высоте активной зоны.
Курсовой проект иллюстрируется на трех листах размером 814 х 576 мм в виде выполненных результатов расчетов, общего вида реактора, ТВС, твэла и других узлов реактора. Иллюстрации выполняются в карандаше (или тушью) по правилам инженерной графики. Можно также результаты представлять в виде компьютерной графики.
Защита курсового проекта проводится в конце 10-го семестра.
3.5. Форма текущего контроля
По практическим занятиям выдаются домашние задания согласно разделам 3.1.5., 3.1.6, 3.1.7, 3.1.12. Выполнение домашних заданий контролируется в виде проверки решенных вариантов. В 9 семестре выполняется домашнее задание на тему “Расчет поля температуры по сечению твэлов реакторов ВВЭР, БН, РБМК”.
3.6. Самостоятельная работа
Самостоятельная работа предполагает изучение следующих тем:
3.6.1. Теплогидравлический расчет деформированных ТВС. Влияние различных факторов на температурные поля твэлов. Случайные отклонения температур, факторы перегрева. [1, стр. 293 – 321]
Расчет температур деформированных решеток твэлов. Расчет перегревов под дистанционирующим оребрением твэлов, учет неадиабатических условий на стенках чехлов ТВС, учет различной тепловой мощности твэлов. Случайные отклонения температур. Расчет проходных сечений ячеек ТВС с учетом статистических закономерностей. Задание определяющих параметров по методу Монте-Карло. Факторы перегрева.
Контроль – на практических занятиях.
3.6.2. Определение расхода теплоносителя через межкассетные зазоры и доли тепла, перетекающего в межкассетное пространство [1 , стр. 275 – 279]
Контролируется на практических занятиях.
4. Рекомендуемая литература
4.1. Основная литература
1. Жуков А.В. Теплогидравлический расчет реакторов. Часть 1. Общие вопросы. Учебное пособие для студентов ИАТЭ, Обнинск, 2001. (имеется в библиотеке)
2. Жуков А.В. Теплогидравлический расчет реакторов. Часть 2. Конвективный теплообмен при однофазном течении (классические и современные представления и решения). Учебно-научная лаборатория “О и Э ЯЭУ”, ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2003. (имеется в библиотеке)
3. Жуков А.В. Теплогидравлический расчет реакторов. Часть 3. Теплоотдача и температурные поля твэлов в регулярных решетках (однофазное течение: эксперимент-расчет, методики и формулы), Учебно-научная лаборатория “О и Э ЯЭУ”, ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2006 г. Том 1 и 2. (имеется в библиотеке)
4. Жуков А.В., Юрьев Ю.С., Кузина Ю.А. Теплогидравлический расчет реакторов. Часть 4. Температурные поля в теплообменниках ЯЭУ при малых скоростях течения теплоносителя с опрокидыванием циркуляции, Учебно-научная лаборатория “О и Э ЯЭУ”, ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2008 г. (имеется в библиотеке)
5. Жуков А.В. Теплогидравлический расчет реакторов. Часть 5. Переменное энерговыделение в теплогидравлике реакторов, Учебно-научная лаборатория “О и Э ЯЭУ”, ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2009 г. (имеется в библиотеке)
6. П.Л. Кириллов, Г.П. Богословская “Тепло-масообмен в ядерных энергетических установках, М., Энергоатомиздат, 2000 г. (имеется в библиотеке)
4.2. Дополнительная литература
7. А.В. Жуков, П.Л. Кириллов, Н.М. Матюхин и др. “Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов”, М., Энергоатомиздат, 1985 г.
8. А.Я. Крамеров, Я.В, Шевелев “Инженерные расчеты ядерных реакторов”, М., Энергоатомиздат, 1984 г.
9. Б.А. Дементьев “Ядерные энергетические реакторы” (для студентов вузов), М., Энергоатомиздат, 1984 г.
10. А.И. Клемин., Л.Н. Полянин, М.М. Стригулин “Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов”, М., Атомиздат, 1980 г.
11. П.Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В.П. Бобков, Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы), М., Энергоатомиздат, 1984 г.
12. Б.С. Петухов, Л.Г. Генин, С.А. Ковалев “Теплообмен в ядерных энергетических установках”, М., Атомиздат, 1974 г.
13. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин и др. “Конструирование ядерных реакторов”, М., Энергоатомиздат, 1982 г.
14. Л.Н. Полянин, М.Х. Ибрагимов, Г.И. Сабелев “Теплообмен в ядерных реакторах”, М., Энергоатомиздат, 1982 г.
15. А.А. Шолохов, И.П. Засорин, В.Е. Минашин, В.Н. Румянцев “Определение температуры в твэлах ядерного реактора (с жидкометаллическим теплоносителем)”,М., Атомиздат, 1978 г.
16. В.П. Исаченко, В.А. Осипова, А.С. Сукомел. Теплопередача, М., Энергоатомиздат, 1981 г.
17. А.М. Петросьянц “Ядерная энергетика”, Изд. Наука, М., 1981 г.
Учебные пособия и методические указания для выполнения курсового проекта
18. Е.Ф. Авдеев, Н.Е.Ющенко “Расчет гидравлических характеристик реакторного контура”. Учебное пособие по курсу “Механика жидкости и газа” Обнинск, ИАТЭ, 2008.
19. В.В. Долгов. Учебное пособие для курсового проектирования по курсу “Теплогидравлический расчет ядерных реакторов”, часть 1, Водо-графитовые канальные реакторы, Обнинск, 1983 г.
20. А.В. Жуков и др. Рекомендации по теплогидравлическому расчету кассет твэлов быстрых реакторов, Изд. СЭВ, 1981 г.
21. Р.П. Баклушин. Учебное пособие для курсового проектирования по курсу “Теплогидравлический расчет ядерных реакторов”, Быстрые реакторы, Обнинск, 1986.
22. С.Л. Дорохович, А.В. Жуков, П.Л. Кириллов, Теплогидравлический расчет активных зон реакторов типа ВВЭР и БН. Учебное пособие по курсу “Теплогидравлический расчет реакторов”, Обнинск, 1999 г.
4.3. Средства обеспечения освоения дисциплины
Используются красочные иллюстрации по теплогидравлическому расчету активных зон реакторов, выполненные на специальных стендовых листах; дискеты, содержащие фрагменты наиболее важных докладов по теплогидравлике реакторов (компьютерное представление материала); в рамках учебно-научной лаборатории (УНЛ-ТФО) проводятся занятия со студентами при посещении последними ГНЦ РФ-ФЭИ на рабочих местах, иллюстрируются схемы стендов, сами стенды и т.д.
5. Материально-техническое обеспечение дисциплины
Не предусмотрено