Директор ФТИ Долматов О.Ю. основная образовательная программа подготовки аспирантов по направлению

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
федеральное государственное автономное образовательное
учреждение высшего образования
«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
УТВЕРЖДАЮ
Директор ФТИ
_____________ Долматов О.Ю.
« ___»________________2014 г.
РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ
ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ, ВКЛЮЧАЯ ПРОЕКТИРОВАНИЕ,
ЭКСПЛУАТАЦИЮ И ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
основная образовательная программа подготовки аспирантов по направлению
14.06.01 Ядерная, тепловая и возобновляемая энергетика и сопутствующие
технологии
Уровень высшего образования
подготовки научно-педагогических кадров в аспирантуре
ТОМСК 2014 г.
1
ПРЕДИСЛОВИЕ
1.
Рабочая программа составлена на основании федеральных государственных образовательных стандартов к основной образовательной программе высшего образования подготовки
научно-педагогических кадров в аспирантуре по направлению14.06.01 Ядерная, тепловая и возобновляемая энергетика и сопутствующие технологии.
РАБОЧАЯ ПРОГРАММА РАССМОТРЕНА И ОДОБРЕНА на заседании обеспечивающей кафедры «Физико-энергетические установки» протокол № ____ от ___________2014 г.
Научный руководитель программы
аспирантской подготовки
В.И. Бойко
2. Программа СОГЛАСОВАНА с институтами, выпускающими кафедрами специальности;
СООТВЕТСТВУЕТ действующему плану.
Зав. обеспечивающей кафедрой ФЭУ
1.
О.Ю. Долматов
ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ
Рассматриваемая дисциплина является основной в подготовке аспирантов, обучающихся
по профилю 05.14.03 “Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации”.
Цели изучения дисциплины:

приобретение знаний в области теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов, теории и практики проектирования и эксплуатации энергетических установок на базе
ядерных реакторов.

Приобретение профессиональной квалификации в области разработки, проектирования и
эксплуатации ядерно-энергетических установок.
Задачи изучения дисциплины.
Для достижения, поставленных целей при изучении дисциплины, предусмотрено широкое
использование в учебном процессе активных и интерактивных форм проведения занятий
(семинаров в диалоговом режиме, дискуссий, компьютерных симуляций, разбора конкретных
ситуаций, групповых дискуссий) в сочетании с внеаудиторной работой с целью формирования
и развития профессиональных навыков аспирантов.
2. МЕСТО ДИСЦИПЛИНЫ В СТРУКТУРЕ ООП
2.1. Учебная дисциплина “Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации” входит в вариативную часть междисциплинарного
профессионального модуля ООП по направлению14.06.01 Ядерная, тепловая и возобновляемая энергетика и сопутствующие технологии.
2.2. Данная программа строится на преемственности программ в системе высшего образования
и предназначена для аспирантов ТПУ, прошедших обучение по программе подготовки
магистров/инженеров, прослушавших соответствующие курсы и имея по ним
положительные оценки. Она основывается на положениях, отраженных в учебных
программах указанных уровней. Для освоения дисциплины “Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации” требуются
знания и умения, приобретенные обучающимися в результате освоения ряда
предшествующих базовых дисциплин (разделов дисциплин), таких как:
− общая, молекулярная, атомная и ядерная физика;
− физика твердого тела;
2
− физика конденсированного состояния;
− математическая физика;
− нейтронная физика;
− физическая химия;
− взаимодействие ионизирующего излучения с веществом;
− физическая теория ядерных реакторов;
− ядерные материалы;
− обращение с радиоактивными материалами и др.
2.3. Дисциплина “Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию
и вывод из эксплуатации” необходима при подготовке выпускной квалификационной
работы аспиранта и подготовке к сдаче кандидатского экзамена.
3. ТРЕБОВАНИЯ К РЕЗУЛЬТАТАМ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ
В результате освоения программы аспирантуры у выпускника должны быть сформированы
универсальные компетенции, общепрофессиональные компетенции, определяемые направлением подготовки, профессиональные компетенции, определяемые профилем программы аспирантуры в рамках направления подготовки «Ядерная, тепловая и возобновляемая энергетика и сопутствующие технологии».
Выпускник, освоивший программу аспирантуры, должен обладать следующими универсальными компетенциями:
 способностью к критическому анализу и оценке современных научных достижений, генерированию новых идей при решении исследовательских и практических задач, в том
числе в междисциплинарных областях (УК-1);
 способностью проектировать и осуществлять комплексные исследования, в том числе
междисциплинарные, на основе целостного системного научного мировоззрения с использованием знаний в области истории и философии науки (УК-2);
 готовностью участвовать в работе российских и международных исследовательских коллективов по решению научных и научно-образовательных задач (УК-3);
 готовностью использовать современные методы и технологии научной коммуникации на
государственном и иностранном языках (УК-4);
 способностью следовать этическим нормам в профессиональной деятельности (УК-5);
 способностью планировать и решать задачи собственного профессионального и личностного развития (УК-6).
Выпускник, освоивший программу аспирантуры, должен обладать следующими общепрофессиональными компетенциями:
 владением методологией теоретических и экспериментальных исследований в области
профессиональной деятельности (ОПК-1);
 владением культурой научного исследования в том числе, с использованием новейших
информационно-коммуникационных технологий (ОПК-2);
 способностью к разработке современных методов исследования и их применению в самостоятельной научно-исследовательской деятельности в области профессиональной деятельности (ОПК-3);
 готовностью организовать работу исследовательского коллектива в профессиональной
деятельности (ОПК-4);
 готовностью к преподавательской деятельности по основным образовательным программам высшего образования (ОПК-5).
Перечень профессиональных компетенций программы аспирантуры в соответствии с
профилем программы и (или) номенклатурой научных специальностей, по которым присуждаются ученые степени, утверждаемой Министерством образования и науки Российской Федерации представлены в таблице.
ПК
Профессиональные компетенции
ПК1 Способность к созданию теоретических и математических моделей, описывающих про3
ПК2
ПК3
ПК4
ПК5
ПК6
ПК7
цессы в ядерных реакторах.
Готовность к созданию новых методов расчета современных ядерных энергетических
установок.
Способность использовать фундаментальные законы в области ядерных реакторов.
Способность оценить перспективы развития ядерной отрасли, использовать ее современные достижения и передовые технологии в научно-исследовательских работах.
Способность самостоятельно выполнять экспериментальные или теоретические исследования для решения научных и производственных задач с использованием современной
техники и методов расчета и исследования;
Способность провести расчет, концептуальную и проектную проработку современных
ядерных энергетических установок
Готовность применять методы оптимизации, анализа вариантов, поиска решения многокритериальных задач, учета неопределенностей при проектировании.
По окончании изучения дисциплины аспирант должен:
знать:
- математические модели и программные комплексы для численного анализа
совокупности процессов, протекающих в основном и вспомогательном оборудовании
ядерных реакторов различного назначения;
уметь:
- провести расчет, концептуальную и проектную проработку современных ядерных
энергетических установок;
иметь опыт:
- применения
методов
оптимизации,
анализа
вариантов,
поиска
решения
многокритериальных задач, учета неопределенностей при проектировании реакторных
установок;
- формулирования технических заданий, использования информационных технологий и
пакетов прикладных программ при проектировании и расчете ядерных энергетических
установок.
4. СТРУКТУРА И СОДЕРЖАНИЕ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ
экзамен
3
самостоятельная
работа занятия
2
семинары
лекции
1
Всего учебных занятий
(в часах)
Всего учебных занятий
(в часах)
Наименование разделов и тем
Трудоемкость (в ЗЕТ)
4.1. Разделы дисциплины и виды занятий
Приводимая ниже таблица показывает вариант распределения бюджета учебного времени, отводимого на освоение основных модулей предлагаемого курса согласно учебному плану.
5
6
4
Раздел 1. Реакторная установка как проектируемая система
Тема 1. Уравнение переноса нейтронов и его приближения
19
2
Тема 2. Нейтронно-физические параметры ядерных реакто15
4
ров
Тема 3. Теплотехнические параметры основных типов энер16
4
гетических реакторов
Раздел 2. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты реакторов
Тема 4. Физические расчеты элементарной ячейки ядерного
14
2
8
10
10
8
4
реактора
Тема 5. Физические расчеты в начале кампании реактора
13
2
10
Тема 6.Физические расчеты в процессе кампании реактора
15
4
10
Тема 7. Особенности расчета ядерного реактора
14
4
10
Тема 8. Прецизионные расчеты ядерных реакторов
17
4
14
Тема 9. Расчет полей температур и термических напряжений
18
4
14
в конструкциях реактора
Тема 10. Теплогидравлические расчеты реакторных устано17
6
16
вок
Тема 11. Переходные тепловые процессы в реакторной
18
6
16
установке
Тема 12. Расчеты остаточного тепловыделения
16
6
16
Тема 13.Расчетные исследования на действующих энергети15
3
10
ческих реакторах
Тема 14.Безопасность реактора “в теплофизическом смысле”
18
3
10
Раздел 3. Расчетное сопровождение экспериментов на исследовательских реакторах
Тема 15. Исследовательские ядерные реакторы
18
3
12
Тема 16. Материаловедческие исследования
20
3
10
Тема 17. Производство радионуклидов
14
3
10
Раздел 4. Реакторные установки нового поколения
Тема 18. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
15
3
10
Тема 19. Новое поколение реакторов корпусного типа
17
3
24
Тема 20. Реакторы космических энергетических установок
15
3
24
Всего по дисциплине
9 324
72 252
4.2. Содержание разделов и тем
Раздел 1. Реакторная установка как проектируемая система
Тема 1. Уравнение переноса нейтронов и его приближения
Основные вопросы темы
Роль нейтронно-физических расчетов при проектировании ядерного реактора. Физические особенности ядерного реактора.
Уравнение переноса нейтронов.
Метод сферических гармоник.
Метод дискретных ординат.
Метод вероятности первого столкновения.
Диффузионное приближение.
Многогрупповое приближение.
Обзор существующих программных средств для расчета ядерного реактора.
Тема 2. Нейтронно-физические параметры ядерных реакторов
Основные вопросы темы
Баланс реактивности и ядерная безопасность.
Реактивность.
Энерговыделение.
Распределение плотности потока нейтронов.
Изменение изотопного состава топлива в процессе эксплуатации.
Коэффициенты неравномерности.
Эффекты и коэффициенты реактивности.
Выгорание и воспроизводство топлива.
Спектр нейтронов.
Топливные циклы.
Режимы перегрузок топлива.
Тема 3. Теплотехнические параметры основных типов энергетических реакторов
5
Основные вопросы темы
Корпусные реакторы с некипящей водой (типа ВВЭР).
Канальные водо-графитовые реакторы с кипящей водой (типа РБМК).
Реакторы размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем – натрием (типа БН).
Раздел 2. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты реакторов
Тема 4. Физические расчеты элементарной ячейки ядерного реактора
Основные вопросы темы
Элементарная ячейка.
Программа WIMS-D4.
Особенности ячеечных расчетов.
Спектр нейтронов.
Оптимизация состава ячейки.
Расчет микроконстант.
Сложная ячейка.
Расчет макроконстант.
Расчет выгорания топлива.
Тема 5. Физические расчеты в начале кампании реактора
Основные вопросы темы
Оптимизация параметров ядерного реактора.
Физические процессы при пуске и в начале работы реактора.
Температурные и мощностные эффекты и коэффициенты реактивности.
Отравление реактора.
Ксеноновая неустойчивость.
Тема 6. Физические расчеты в процессе кампании реактора
Основные вопросы темы
Роль изменения нуклидного состава топлива в процессе работы реактора. Перегрузки и режимы
работы реактора.
Выгорание топлива и особенности его расчета.
Коэффициент воспроизводства топлива.
Топливные циклы.
Тема 7. Особенности расчета ядерного реактора
Основные вопросы темы
Теория решетки.
Ячейка ядерного реактора.
Ячеечные программы.
Программа WIMS и ее особенности.
Расчеты простых и сложных ячеек.
Выгорающий поглотитель и его влияние на физику реактора.
Инженерные программы для расчета реактора.
Программа TIGRIS и ее особенности.
Тема 8. Прецизионные расчеты ядерных реакторов
Основные вопросы темы
Программы MCU (MCNP).
Описание программ.
Особенности задания исходных данных.
Расчеты параметров ядерного реактора.
Расчет биологической защиты.
Тема 9. Расчет полей температур и термических напряжений в конструкциях реактора
Основные вопросы темы
Причины возникновения термических напряжений.
Расчет термических напряжений в топливной таблетке, оболочке тепловыделяющего элемента,
блоке твердого замедлителя.
6
Статистические методы описания прочности и целостности элементов конструкции активной
зоны.
Тема 10. Теплогидравлические расчеты реакторных установок
Основные вопросы темы
Среднее распределение в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, источники первичной
энергии, распределяющейся в объеме активной зоны. Распределение тепловыделения и
температуры в тепловыделяющем элементе, замедлителе, теплоносителе, отражателе и органах
регулирования. Распределение тепловыделения и температуры по высоте и радиусу активной
зоны, влияние на него положения органов регулирования.
Локальные коэффициенты теплоотдачи.
Поправки на гидравлическую и тепловую стабилизацию.
Местные гидравлические сопротивления и их влияние на отвод тепла к теплоносителю.
Численные методы расчета полей температур в элементах конструкции активной зоны.
Тема 11. Переходные тепловые процессы в реакторной установке
Основные вопросы темы
Процедура расчета переходных тепловых процессов.
Анализ процессов при гипотетической аварии в реакторе с водяным теплоносителем под давлением: внезапный отказ приводов насосов контура многократной принудительной циркуляции,
органов регулирования и защиты.
Тема 12. Расчеты остаточного тепловыделения
Основные вопросы темы
Распределение остаточного тепловыделения по времени и по элементам конструкции ядерного
реактора. Системы аварийного охлаждения реакторов, альтернативные концепции отвода
остаточного тепла. Естественная циркуляция теплоносителя и ее использование.
Тема 13. Расчетные исследования на действующих энергетических реакторах
Основные вопросы темы
Нейтронные поля в ядерных реакторах и их исследование.
Распределение энерговыделения в реакторах и методы контроля.
Экспериментальные методы определения технологических параметров реакторов АЭС. Диагностика аномальных состояний активных зон энергетических реакторов.
Контроль герметичности ТВЭЛ ядерных реакторов.
Обеспечение безопасности экспериментальных исследований на ядерных реакторах.
Тема 14. Безопасность теплофизических процессов в реакторе
Основные вопросы темы
Критерии безопасности теплофизических процессов.
Безопасность цилиндрических и пластинчатых топливных элементов конструкции ядерного реактора.
Разгонная характеристика для одиночного скачка входного параметра (температура теплоносителя, нейтронная мощность).
Термические сопротивления в элементах технологического канала активной зоны.
Кипение теплоносителя, кризисы теплообмена, пароциркониевая реакция.
Раздел 3. Расчетное сопровождение экспериментов на исследовательских реакторах
Тема 15. Исследовательские ядерные реакторы
Основные вопросы темы
Типы, назначение и рабочие характеристики ИР.
Оценка плотности потоков нейтронов в ИР.
Реакторы со стационарным потоком нейтронов, назначение, описание.
Реакторы с нестационарным потоком нейтронов, назначение, описание.
Физические модели, критические сборки.
Экспериментальные ядерные реакторы.
Тема 16. Материаловедческие исследования
Основные вопросы темы
7
Устройства для облучения материалов и их характеристики.
Проведение испытаний для обоснования работоспособности материалов и изделий в различных
условиях.
Изучение физико-механических характеристик конструкционных материалов в процессе облучения.
Петлевые установки для испытаний элементов ЯЭУ.
Исследование теплофизических характеристик компонентов ТВЭЛ.
Стандартизация методик и устройств для реакторных испытаний.
Тема 17. Производство радионуклидов
Основные вопросы темы
Практическое использование источников излучений в науке и технике.
Основы теории образования нуклидов.
Образование нуклидов при облучении мишеней.
Образование нуклидов при выгорании ядерного топлива.
Образование продуктов деления.
Раздел 4. Реакторные установки нового поколения
Тема 18. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Основные вопросы темы
Физико-технические особенности ВТГР.
Традиционные и альтернативные конструкции ВТГР.
Шаровые и призматические твэлы ВТГР.
Формирование топливных загрузок АЗ ВТГР.
Безопасность ВТГР.
Эффекты реактивности ВТГР.
Тема 19. Новое поколение реакторов корпусного типа
Основные вопросы темы
Зарубежные проекты EPR, System 80+, APWR, AP-600.
Российские проекты ВВЭР нового поколения ВПБЭР-600, ВВЭР-640 (В-407), ВВЭР-1000 (В392).
Тема 20. Реакторы космических энергетических установок
Основные вопросы темы
Физические особенности ядерных реакторов космического назначения.
Принципы выбора основных материалов ядерных реакторов космических ЭУ.
Критические параметры малогабаритных ядерных реакторов с высокообогащенным топливом.
Особенности системы отвода тепла из реактора космической ЭУ.
5. ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ
Технология процесса обучения по дисциплине «Ядерные энергетические установки,
включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» включает в себя следующие
образовательные мероприятия:
а) аудиторные занятия (лекционно-семинарская форма обучения);
б) самостоятельная работа студентов;
г) контрольные мероприятия в процессе обучения и по его окончанию;
д) зачет в 3 семестре; экзамен в 4 семестре.
В учебном процессе используются как активные, так и интерактивные формы проведения
занятий: дискуссия, метод поиска быстрых решений в группе, мозговой штурм.
Аудиторные занятия проводятся в интерактивной форме с использованием мультимедийного обеспечения (ноутбук, проектор) и технологии проблемного обучения.
Презентации позволяют качественно иллюстрировать практические занятия схемами,
формулами, чертежами, рисунками. Кроме того, презентации позволяют четко структурировать
материал занятия.
Электронная презентация позволяет отобразить процессы в динамике, что позволяет
8
улучшить восприятие материала.
Самостоятельная работа организована в соответствие с технологией проблемного обучения и предполагает следующие формы активности:
 самостоятельная проработка учебно-проблемных задач, выполняемая с привлечением основной и дополнительной литературы;
 поиск научно-технической информации в открытых источниках с целью анализа и выявления ключевых особенностей.
Основные аспекты применяемой технологии проблемного обучения:
 постановка проблемных задач отвечает целям освоения дисциплины «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» и формирует необходимые компетенции;
 решаемые проблемные задачи стимулируют познавательную деятельность и научноисследовательскую активность аспирантов.
6. ОЦЕНОЧНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ТЕКУЩЕГО КОНТРОЛЯ И ПРОМЕЖУТОЧНОЙ
АТТЕСТАЦИИ
Цель контроля - получение информации о результатах обучения и степени их соответствия результатам обучения.
6.1. Текущий контроль
Текущий контроль успеваемости, т.е. проверка усвоения учебного материала, регулярно
осуществляемая на протяжении семестра. Текущий контроль знаний учащихся организован как
устный групповой опрос (УГО).
Текущая самостоятельная работа студента направлена на углубление и закрепление знаний, и развитие практических умений аспиранта.
6.2. Промежуточная аттестация
Промежуточная аттестация осуществляется в конце семестра и завершает изучение дисциплины «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации». Форма аттестации – кандидатский экзамен в письменной или устной
форме. Кандидатский экзамен проводится в 4 семестре.
Экзаменационный билет состоит из трех теоретических вопросов, тематика которых представлена в программе кандидатского экзамена.
На кандидатском экзамене аспирант должен продемонстрировать высокий научный уровень и научные знания по дисциплине «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации».
6.3. Список вопросов для проведения текущего контроля и устного опроса обучающихся:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
Взаимодействие нейтронов с ядрами.
Теория переноса нейтронов и её приближения.
Диффузионное приближение.
Многогрупповое приближение.
Программные коды для расчета ядерного реактора.
Энерговыделение реакций деления.
Продукты реакций деления.
Изменение изотопного состава топлива активной зоны.
Реактивность активной зоны.
Эффекты и коэффициенты реактивности.
Выгорание и воспроизводство топлива.
Спектры тепловых, резонансных и быстрых нейтронов.
Физические расчеты элементарной ячейки ядерного реактора.
Оптимизация параметров ядерного реактора.
Физические процессы при пуске ядерного реактора.
Отравление ядерного реактора и ксеноновая неустойчивость.
9
17.
18.
19.
20.
21.
22.
23.
24.
25.
26.
27.
28.
29.
30.
31.
32.
33.
34.
Выгорание топлива и особенности его расчета.
Программа WIMS и её особенности.
Инженерные программы для расчета ядерного реактора.
Программа TIGRIS и её особенности.
Программа MCU (MCNP) и её особенности.
Расчет температурных полей и напряжений в материалах активной зоны.
Теплогидравлические расчеты реакторных установок.
Переходные процессы в ядерно-энергетической установке.
Расчеты остаточного энерговыделения.
Исследовательские ядерные реакторы.
Экспериментальные ядерные реакторы.
Энергетические ядерные реакторы (ВВЭР, РБМК, БН).
Реакторные установки нового поколения.
Ядерные реакторы транспортных энергетических установок.
Ядерные реакторы космических энергетических установок.
Ядерные топливные циклы.
Практическое использование ядерных реакторов в различных сферах деятельности.
Ядерная, радиационная и энергетическая безопасность ядерных установок.
7. УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ И ИНФОРМАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ
Основная литература
1. Бать Г.А., Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Р., Алтухов М.С. Основы теории и методы расчета
ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989.
2. Крючков Э.Ф., Юрова Л.Н. Теория переноса нейтронов: Учебное пособие.- М.: МИФИ,
2007. – 272 с.
3. Бушуев А.В. Методы измерения ядерных материалов. Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007.276 с.
4. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. –
М.: Книжный дом «Либроком», 2009.- 480 с.
5. Машиностроение ядерной техники. Под общей редакцией Е.О. Адамова. М.: Машиностроение. В 2-х книгах, 2005.
6. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1984.
7. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Атомиздат, 1959.
8. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора. М.: Атомиздат, 1971.
9. Бойко В.И, Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. и др. Перспективные ядерные топливные циклы и
реакторы нового поколения. Изд-во ТПУ. Томск. 2005.
10. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Пшакин Г.М., Селиваникова О.В. Ядерные технологии и вызовы
21-го века. Изд-во ТПУ. Томск. 2009.
11. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентан Дж., Браун Ч. Справочник по ядерной энергетике.  М.:
Энергоатомиздат, 1989.  762 с.
12. Д. Райли, Н. Энсслин, Х. Смит, Х. Крайнер. Пассивный неразрушающий анализ ядерных
материалов. М.: «Бином», 2000, 720 с.
13. Справочник по методам измерений ядерных материалов/ Под редакцией
Д. Роджерса.
–Пер. с англ.-М.: «Издательство БИНОМ», 2009.- 712 с.
14. Тепловыделение в ядерном реакторе / Е.С. Глушков, В.Е. Демин, Н.Н. Пономарев-Степной,
А.А. Хрулев / Под ред. Н.Н. Пономарева-Степного.  М.: Энергоатомиздат, 1985.  160 с.
15. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках.
М.: Энергоатомиздат, 2000.  456 с.
16. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физика переходных процессов в ядерных реакторах. М.: ЭА,
1983.
10
17. Самойлов Л.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат,
1985.
18. Герасимов В. В., Монахов А. С. Материалы ядерной техники. М.: Энергоиздат, 1982.
19. Б. М. Ма Материалы ядерных энергетических установок / Б.М.Ма ; Перевод с англ. Ю. Ф.
Чернилина.М. : Энергоатомиздат, 1987.
Дополнительная литература
20. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.В. Теория ядерных реакторов. т.1. – М.: Атомиздат, 1978.
21. Ганев И. Физика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
22. Алешин В.И. и др. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1967.
23. Самойлов О.В. и др. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: ЭА, 1989.
24. Усынин Г.В., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА,
1985.
25. Кузнецов А.В. Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостоение, 1988.
26. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1961.
27. Климов А.Н. Ядерная энергетика и ядерные реакторы. Учебник для вузов. М.: ЭА, 1985.
28. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1954.
29. Сойгин М.Ф. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1957.
30. Мегреблиан Р., Холмс Д. Теория реакторов. М.: ИЛ, 1962.
31. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
32. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.
33. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Алтухов Д.Е. Расчет нестационарных и переходных
нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых нейтронах. Учебное пособие.
Томск, ТПУ, 1998.
34. Бойко В.И, Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловывх нейтронах. Учебное пособие. Томск. ТГУ.
2002.
35. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: учебник.  М.: Энергоатомиздат, 1984.
 280 с.
36. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов.  М.: Энергоатомиздат, 1984.  736 с.
37. Калашников Н.П., Кожевников Н.М., Корытло Т.В., Спирин Г.Г. Практикум по решению
задач по курсу физики. Атомная и ядерная физика. СПБ.: Издательство «Лань», 2014.- 240.
МАТЕРИАЛЬНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ
Компьютерный класс –15 компьютеров на базе Sempron 2200, программное обеспечение
перевода с русского на английский, с английского на русский, аудио- и видеозаписи.
2. Специализированная лекционная – компьютер на базе Sempron 2200, проектор LG DLP,
экран, презентации лекций.
3. Компьютерный класс с пакетами прикладных программ
4. Аналитический тренажер реактора ВВЭР-1000
5. Программа WIMS-D4, ее описание и инструкция по эксплуатации
6. Программа TIGRIS, ее описание и инструкция по эксплуатации
7. Программа MCU, ее описание и инструкция по эксплуатации
8. Программа GEANT4, ее описание и инструкция по эксплуатации
9. Научно-исследовательские лаборатории по физике ядерных реакторов.
10. Исследовательский ядерный реактор ИРТ.
1.
11