Поиск в базе сайта:
Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти icon

Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти




Скачать 191.68 Kb.
НазваниеРабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти
Дата конвертации16.02.2013
Вес191.68 Kb.
КатегорияРабочая программа

Рабочая программа учебной дисциплины



Ф ТПУ 7.1-21/01









УТВЕРЖДАЮ

Проректор-директор: ФТИ

_____________ В.П. Кривобоков

«_______»___________2011 г.


БЕЗОПАСНОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК


Рабочая программа для направления ^ 011200 “Физика”, магистерская программа 011200.25 “Физико-технические проблемы атомной энергетики

(номер и название направления, специальности, специализации)

Институт _________Физико-технический (ФТИ)______________

(полное название и сокращенное обозначение)

Обеспечивающая кафедра Физико-энергетические установки__

Курс _____3,4___

Семестр __^ 2_

Учебный план набора _2011
___ года с изменениями ________ года


Распределение учебного времени

Лекции

41

часов(ауд.)

Лабораторные занятия

14

часов(ауд.)

Практические (семинарские) занятия

37,5

часов(ауд.)

Курсовой проект в ____ семестре




часов(ауд.)

Курсовая работа в ____ семестре




часов(ауд.)

^ Всего аудиторных занятий

92,5

часов

Самостоятельная (внеаудиторная) работа

99,5

часов

^ Общая трудоемкость

192

часов

Экзамен в семестре







Зачет в _3,4__ семестре







Дифзачет в ____ семестре









2011





Предисловие


1. Рабочая программа составлена на основе ГОС по направлению 011200 «Физика», магистерская программа 011200.25 “Физико-технические проблемы атомной энергетики”, утвержденного приказом Федерального агентства по образованию РФ


РАССМОТРЕНА и ОДОБРЕНА на заседании обеспечивающей кафедры ФЭУ


2. Разработчик(и)


доцент ФЭУ Ф.П. Кошелев

(должность) (кафедра) (И.О.Фамилия)

ст. преподаватель ФЭУ О.В. Селиваникова

(должность) (кафедра) (И.О.Фамилия)

3. Зав. обеспечивающей кафедрой ^ ФЭУ В.И. Бойк

(И.О.Фамилия)


4. Рабочая программа СОГЛАСОВАНА с факультетом, выпускающими кафедрами специальности; СООТВЕТСТВУЕТ действующему плану.


Зав. выпускающей кафедрой ФЭУ В.И. Бойко

(И.О.Фамилия)


Документ:

Дата разработки








УДК 621.039.52.034.3: 621.039.555.4

Ключевые слова: кинетика ядерного реактора, отравление, шлакование, выгорание, накопление изотопов горючего, температурные эффекты, безопасность, аварии, инциденты, реакторы.




^ БЕЗОПАСНОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

011200 (м)

каф. ФЭУ ФТИ

доцент, к.т.н., Кошелев Феликс Петрович

тел.: (3822) 418919


Цель: формирование знаний и умений, реализуемых в практической деятельности связанной с вопросами динамики и безопасности эксплуатации ядерного реактора.


Содержание: кинетика ядерного реактора; динамические характеристики и их роль в переходных режимах; отравление, шлакование, выгорание и накопление изотопов горючего; температурные эффекты; безопасность ядерного реактора; опыт аварий и инцидентов; реакторы повышенной безопасности; вероятность и последствия актов ядерного и радиационного терроризмов.

Курс 2 ( 3,4 сем. – зачет)

Рабочая программа учебной дисциплины «Безопасность эксплуатации ядерно-энергетических установок» охватывает аспекты формирования знаний и умений, реализуемых в практической деятельности, связанной с вопросами динамики и безопасности реактора.

В курсе рассматриваются вопросы: динамические характеристики и их роль в переходных режимах, безопасность ядерных реакторов, опыт аварий и инцидентов, реакторы повышенной безопасности, вероятность и последствия актов ядерного и радиационного терроризмов.

Abstract



The working program of a subject « Safety of operation of nuclear-power installations » covers aspects of formation of knowledge and skills realizable in practical activities, connected to questions of dynamics and safety of a reactor.

Course of training contents: dynamic characteristics and their role in transient modes, safety of nuclear reactors, experience of failures and incidents, reactors of the increased safety, probability and consequences of acts of nuclear terrorism.

^

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ


Цели преподавания дисциплины

Магистр должен знать:

  • физику переходных процессов в ядерных реакторах;

  • основные уравнения кинетики ядерных реакторов;

  • виды температурных эффектов;

  • эффекты реактивности при отравлении реактора;

  • выгорание ядерного топлива;

  • воспроизводство ядерного топлива;

  • шлакование ядерного топлива;

  • физические условия устойчивости реактора;

  • концепцию безопасности ядерных реакторов в мире и России;

  • системы безопасности и анализ надежности систем безопасности;

  • вероятностную оценку безопасности и оценку рисков;

  • опыт аварий и инцидентов.

Магистр должен уметь:

  • рассчитывать характер протекания аварийных процессов при изменении реактивности;

  • рассчитывать отравление, шлакование реактора, выгорание и накопление изотопов горючего;

  • просчитать ядерный, плотностной и мощностной коэффициенты реактивности;

  • классифицировать системы безопасности ядерных реакторов;

  • провести вероятностную оценку безопасности и оценить риск от ядерного реактора.

Магистр должен иметь опыт:

  • проведения расчета по изменению реактивности реактора в результате отравления, шлакования, выгорания, воспроизводства, температурных эффектов ядерного топлива;

  • анализа надежности систем безопасности;

  • анализа аварий с разрушением активной зоны;

  • анализа безопасности действующих ядерных энергетических установок;

  • анализа реакторов повышенной безопасности.


Задачи изложения и изучения дисциплины

Задачи изложения и изучения дисциплины обеспечивают освоение магистрами теоретических, инженерных вопросов, связанных с нестационарными процессами (динамикой) в реакторе, а также понимания ими современных требований, способов обеспечения и методов анализа безопасности реакторов. При возникновении неисправностей и в аварийных ситуациях совершенно необходимо понимание и аналитическая способность оператора анализировать нейтронно-физические и теплотехнические процессы в ЯР, их направленность, возможные варианты последствий и меры, предотвращающие развитие их в нежелательных направлениях.


Задачи изложения и изучения дисциплины реализуются в следующих формах деятельности:

  • лекции, направленные на получение информации и алгоритма действия в образовательном процессе;

  • практические занятия, направленные на активизацию познавательной деятельности и приобретение навыков решения задач и проблемных заданий с помощью преподавателя путем сочетания индивидуальной работы студентов и фронтального опроса согласно алгоритму “стандарт на практическое занятие”;

  • консультации, проводимые преподавателем и направленные на развитие навыков самостоятельной деятельности с использованием литературных источников, справочной литературы согласно алгоритму “самостоятельная работа”;

  • самостоятельная внеаудиторная работа, направлена на приобретение навыков самостоятельного решения проблемных заданий с использованием обязательной и дополнительной литературы и реализуется в виде домашних заданий выполнения курсового проекта;

  • текущий контроль за деятельностью студентов осуществляется на практических занятиях в виде контроля результативности;

  • рубежный контроль в включает две контрольные работы характеризующие степень усвоения материала, содержание которых находится в соответствии с календарным планом изучения дисциплины;

  • контроль деятельности студентов производится в рамках рейтинговой системы, принятой в ТПУ и стимулирующей систематическую познавательную деятельность.


СОДЕРЖАНИЕ ТЕОРЕТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ (лекции – 41 час)


Модуль 1. Введение

Значение курса и его содержание. Физика переходных процессов в ядерных реакторах. Экологические проблемы, связанные с развитием ядерной энергетики.


Модуль 2. Кинетика ядерного реактора

Элементарные уравнения кинетики. Период реактора. Запаздывающие нейтроны. Фотонейтроны. Среднее время жизни нейтрона в реакторе. Нестационарные диффузионные уравнения с учетом запаздывающих нейтронов. Решение уравнений с любым числом групп. Реактивность. Единицы измерения реактивности. Решение уравнений кинетики с учетом одной группы запаздывающих нейтронов. Анализ переходного процесса при положительном и отрицательном скачке реактивности. Кинетика реактора при линейном изменении реактивности.


Модуль 3. Отравление реактора

Отравление реактора. Стационарное и не стационарное отравление. Влияние отравления на реактивность. Йодная яма. Пространственные эффекты, связанные с отравлением. Ксеноновые колебания.


Модуль 4. Отравлние самарием

Стационарное и не стационарное отравление. «Прометиевый» провал.


Модуль 5. Шлакование реактора

Группы шлаков. Влияние шлакования на реактивность. Последовательные поглощения нейтронов.


Модуль 6. Выгорание и накопление изотопов горючего

Выгорание. Уравнения кинетики и их решение. Воспроизводство ядерного горючего. Изменение коэффициента размножения во времени. Применение в реакторах выгорающих поглотителей нейтронов для компенсации избыточной реактивности. Особые случаи кинетики с торием и ураном-233.


Модуль 7. Температурные эффекты в реакторе

Влияние температуры на физические параметры реактора. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности. Ядерный, плотностной и мощностной коэффициенты реактивности. Изменение температурного коэффициента реактивности по мере выгорания топлива. Эффекты реактивности в быстрых реакторах. Саморегулирование ядерных реакторов. Кинетика реактора в энергетических режимах работы.


Модуль 8. Устойчивость реакторов

Физические условия устойчивости реактора. Пространственная устойчивость.


Модуль 9. Безопасность ядерных энергетических установок

Концепция безопасности ядерных реакторов в мире и в России. Системы безопасности. Анализ безопасности. Вероятностная оценка безопасности. Возможность и последствия актов ядерного и радиационного терроризма.


Модуль 10. Опыт аварий и инцидентов

Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд». Авария с разрушением активной зоны на Чернобыльской АЭС.


Модуль 11. Реакторы повышенной безопасности

Концепция реакторов повышенной безопасности. Водо-водяные реакторы повышенной безопасности (внутренне присущая безопасность). Высокотемпературные гелиевые реакторы ВТГР повышенной безопасности. Быстрые реакторы.


Модуль 12. Специальные вопросы экономики ядерно-топливного цикла

Экономические показатели ядерно-топливного цикла в мире и в России. Анализ конкурентоспособности. Особенности эксплуатации атомных станций малой мощности (АСММ) в районах Крайнего Севера.

^

СОДЕРЖАНИЕ ПРАКТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ


Тематика практических (семинарских) занятий (37,5 часов):

  1. Динамика реактора без учета и с учетом запаздывающих нейтронов.

  2. Стационарное отравление Xe-135.

  3. Нестационарное отравление.

  4. Особенности отравления Sm-149.

  5. Шлакование ЯР.

  6. Выгорание и накопление изотопов горючего.

  7. Температурные эффекты реактивности.

  8. Изменение запаса реактивности с момента пуска ЯР из холодного разотравленного состояния до остановки, полного расхолаживания и разотравления.



Тематика курсовых проектов (работ)

В соответствии с заданием на курсовое проектирование выполняются по дисциплине следующие разделы курсового проектирования:

  1. Расчет температурного коэффициента реактивности.

  2. Стационарное и нестационарное отравление Xe-135 и Sm-149.

  3. Шлакование.

  4. Выгорание топлива.

  5. Коэффициент воспроизводства.

  6. Расчет Кэфф реактора в конце кампании.

Банк заданий на курсовое проектирование представлен в приложении.


Программа самостоятельной познавательной деятельности

Углубленная проработка материала:

динамические характеристики активной зоны ядерного реактора и их роль в переходных режимах (отравление, шлакование, выгорание и накопление изотопов горючего);

влияние температуры на физические параметры реактора;

концепция безопасности ядерных реакторов, анализ безопасности;

реакторы повышенной безопасности;

ядерный и радиационный терроризм;

аргументы в пользу строительства АЭС в Томске.

Темы рефератов для самостоятельной подготовки:

  1. Авария в Уиндскейле.

  2. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд».

  3. Авария на Чернобыльской АЭС.

  4. Безопасность и надежность российских АЭС после Чернобыля.

  5. Социально-психологические уроки Чернобыля.

  6. Аварии на АЭС и в других сферах человеческой деятельности.

  7. Безопасность ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000.

  8. Безопасность ЯЭУ с реактором типа PWR.

  9. Безопасность ЯЭУ с реактором типа БН.

  10. Безопасность ЯЭУ с реактором типа ВТГР.

^ ТЕКУЩИЙ И ИТОГОВЫЙ КОНТРОЛЬ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗУЧЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ


Максимальная рейтинговая оценка (общий рейтинг ОР) составляет 1000 баллов. В нее входят рейтинги: лекций, контрольных работ, практических занятий, домашних заданий, экзамена.

.

^ Рейтинг практических занятий (РПЗ) складывается из тестового контроля по прочитанным лекциям в начале каждого занятия и решения аудиторных задач. Максимальный РПЗ  10 баллов в течение семестра.

^ Рейтинг домашнего задания (РДЗ) – это оценки за решение 36 внеаудиторных задач, предлагаемых студентам после каждого практического занятия. Если Задача решена правильно и в срок, то она оценивается в пять баллов. Максимальный РДЗ равен 19 баллам.

^ Рейтинг реферата (РР) оценивается по двум категориям выполнения этой работы: подготовка и написание реферата (3 баллов) и защита проделанной работы на семинаре (дополнительно 3 баллов). Таким образом, максимальный РР – 6 баллов.

^ Рейтинг контрольной работы (РКР) оценивается по трем контрольным работам. Рейтинг каждой контрольной работы складывается из оценки за решенные 5 задач в аудитории на контрольной работе. Максимальный РКР – 25 баллов.

^ Рейтинг курсового проекта (РКП). Оценивается работа студента над теплогидравлической и нейтронно-физической частью курсового проекта. Максимальный рейтинг составляет 100 баллов (40 баллов текущая аттестация, 60 - баллов промежуточная аттестация).

На зачетной неделе подсчитывается общий рейтинг семестра (РС), максимальное значение которого 1000 баллов:


^ ВОПРОСЫ ВЫХОДНОГО КОНТРОЛЯ

  1. Современное состояние и перспективы развития атомной энергетики в мире.

  2. Экологические проблемы, связанные с развитием атомной энергетики.

  3. Среднее время жизни нейтронов одного поколения.

  4. Нестационарное уравнение диффузии.

  5. Период реактора.

  6. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора.

  7. Эффективная доля запаздывающих нейтронов.

  8. Нестационарное диффузионное уравнение с учетом запаздывающих нейтронов.

  9. Реактивность реактора. Единицы измерения. Запас реактивности.

  10. Большие и малые реактивности.

  11. Анализ переходного процесса при положительном скачке реактивности.

  12. Анализ переходного процесса при отрицательном скачке реактивности.

  13. Условия мгновенной критичности.

  14. Отравление реактора ксеноном.

  15. Стационарное отравление ксеноном. Предельное стационарное отравление.

  16. Кинетика отравления в первый период работы реактора на заданной мощности.

  17. Влияние мощности реактора на стационарное отравление.

  18. “Йодная яма”.

  19. Необходимое условие для накопления ксенона после остановки реактора.

  20. Влияние отравления на реактивность.

  21. Кинетика отравления при переходе на больший уровень мощности.

  22. Кинетика отравления при понижении мощности реактора.

  23. Соотношение между равновесными концентрациями йода и ксенона при увеличении мощности при ужесточении спектра нейтронов.

  24. Радикальные методы уменьшения отрицательного эффекта “йодной ямы”.

  25. Пространственные ксеноновые колебания мощности в объеме активной зоны реактора.

  26. Отравление самарием.

  27. Стационарное отравление самарием.

  28. Кинетика отравления самарием после включения реактора. “Прометиевый провал”.

  29. Изменение реактивности из–за отравления ксеноном и самарием после остановки реактора.

  30. Нестационарное отравление самарием при изменении мощности реактора.

  31. Шлакование реактора

  32. Последовательные поглощения нейтронов.

  33. Влияние шлакования на реактивность.

  34. Выгорание урана и накопление плутония.

  35. Глубина выгорания ядерного топлива.

  36. Воспроизводство ядерного топлива.

  37. Зависимость плутониевого коэффициента от параметров решетки.

  38. Время удвоения количества делящихся нуклидов.

  39. Учет отравления, шлакования и выгорания ядерного топлива при расчете ядерного реактора.

  40. Изменение коэффициента размножения со временем.

  41. Изменение коэффициента воспроизводства со временем.

  42. Применение выгорающих поглотителей для компенсации.

  43. “Борный” пробег.

  44. Свойства выгорающих поглотителей.

  45. Эффект самоэкранирования выгорающих поглотителей.

  46. Влияние нагрева материалов на физические параметры реактора.

  47. Температурный эффект реактивности.

  48. Температурный коэффициент реактивности.

  49. Зависимость сечения от температуры. Температура нейтронного газа.

  50. Кривые температурного эффекта реактивности.

  51. Особенности температурного эффекта реактивности с борным регулированием.

  52. Ядерный температурный эффект реактивности. Составляющие эффекта.

  53. Анализ составляющих ядерного температурного эффекта реактивности.

  54. Плотностной эффект реактивности. Составляющие эффекта.

  55. Анализ составляющих плотностного температурного эффекта реактивности.

  56. Соотношение между ядерным температурным эффектом реактивности и плотностным температурным эффектом реактивности в реакторах типа ВВЭР.

  57. Получение различных форм кривой температурного эффекта реактивности.

  58. Мощностной эффект реактивности.

  59. Использование мощностного эффекта реактивности для получения дополнительного энергозапаса.

  60. Паровой эффект реактивности в реакторе типа РБМК.

  61. Паровой эффект реактивности в реакторе типа ВВЭР.

  62. Температурные эффекты реактивности в быстрых реакторах.

  63. Динамический мощностной коэффициент реактивности.

  64. Физические условия устойчивости реактора.

  65. Стабилизирующие факторы.

  66. Режимы перегрузок ядерного топлива.

  67. Подкритический коэффициент умножения.

  68. Важнейшие задачи физического пуска.

  69. Калибровка стрежней управления.

  70. Эксплуатационный пуск реактора.

  71. Разогрев реактора и вывод на заданный уровень мощности.

  72. Остановка и расхолаживание реактора.

  73. Анализ безопасности. Детерминистский подход.

  74. Вероятностная оценка безопасности.

  75. Критерий безопасности. Риск от АЭС.


^ ВАРИАНТЫ ЭКЗАМЕНАЦИОННЫХ БИЛЕТОВ

Билет №5

ВОПРОСЫ:

  1. Общие характеристики установки ГТ-МГР.

  2. Термоэлектрические генераторы тока и напряжения.


Билет №11

ВОПРОСЫ:

  1. Управление “параметрами тепла”, отводимого от высокотемпературных ядерных реакторов.

  2. Эффект Зеебека


Билет №13

ВОПРОСЫ:

  1. Наибольший КПД и наибольшая мощность термоэлектрического элемента.

  2. Типы и разновидности высокотемпературных ядерных ректоров.


^ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

Учебники (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. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: ЭА, 1986.

  3. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1984.

  4. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.В. Теория ядерных реакторов. т.1. – М.: Атомиздат, 1978.

  5. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физика переходных процессов в ядерных реакторах. М.: ЭА, 1983.

  6. Ганев И. Физика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981.

  7. Алешин В.И. и др. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1967.

  8. Самойлов О.В. и др. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: ЭА, 1989.

  9. Усынин Г.В., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1985.

Учебники (дополнительная литература)

  1. Кузнецов А.В. Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостоение, 1988.

  2. Кесслер. Ядерная энергетика. М.: ЭА, 1986.

  3. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1961.

  4. Климов А.Н. Ядерная энергетика и ядерные реакторы. Учебник для вузов. М.: ЭА, 1985.

  5. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1954.

  6. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Атомиздат, 1959.

  7. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора. М.: Атомиздат, 1971.

  8. Сойгин М.Ф. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1957.

  9. Мегреблиан Р., Холмс Д. Теория реакторов. М.: ИЛ, 1962.

  10. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.

  11. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.



Учебно-методические пособия, указания и т.д.

  1. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Часть 1. Томск, ТПУ, 1996.

  2. Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Часть 2. Томск, ТПУ, 1997.

  3. Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Обеспечение безопасности АЭС. Учебное пособие, Томск, ТПУ, 1997.

  4. Кошелев Ф.П. Из истории атомной науки и техники. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1997.

  5. Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Что необходимо знать каждому человеку о радиации. Томск. Изд–во “Красное знамя”, 1993.

  6. Информационные бюллетени Центра общественной информации по атомной энергетике. Москва, ЦНИИ Атоминформ. Периодическое издание.

  7. Бойко В.И, Кошелев Ф.П. Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. Томск, 2001.

  8. Шаманин И.В., Кошелев Ф.П., Ухов А.А. Торий в ядерных реакторах: физика, технология, безопасность. Учебное пособие. Томск, 20001.

  9. 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.

  10. 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.

  11. Бойко В.И, Кошелев Ф.П.Ядерный топливный цикл, проблемы, решения. Учебное пособие. Томск ТПУ 2004.

  12. Бойко В.И, Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. и др. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Изд-во ТПУ. Томск. 2005.

  13. Бойко В.И, Кошелев Ф.П. Ядерные технологии в различных сферах человеческой деятельности. Изд-во ТПУ. Томск, 2006.




Похожие:




©fs.nashaucheba.ru НашаУчеба.РУ
При копировании материала укажите ссылку.
свазаться с администрацией