Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов

Диссертация: Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ /19/. Согласно «Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих… Читать ещё >

Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • Список условных обозначений
  • ГЛАВА 1. ФЕНОМЕНОЛОГИЯ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ РБМК
    • 1. 1. Отечественные реакторы канального направления
    • 1. 2. Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК
    • 1. 3. Существующие методики расчёта температурных полей в кладке РБМК
    • 1. 4. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования
  • ГЛАВА 2. ОПИСАНИЕ РАСЧЁТНОЙ МЕТОДИКИ ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ ТЕПЛООБМЕНА В ГРАФИТОВОЙ КЛАДКЕ
    • 2. 1. Математическая модель
      • 2. 1. 1. Особенность теплообмена излучением между колоннами модернизированной графитовой кладки
      • 2. 1. 2. Численная реализация разработанной модели
    • 2. 2. Оценка точности и валидация
      • 2. 2. 1. Сравнение с аналитическим решением
      • 2. 2. 2. Сравнение с расчётами по современным кодам
    • 2. 3. Верификация
    • 2. 4. Выводы к главе 2
  • ГЛАВА 3. НЕПРОЕКТНОЕ ПРОТЕКАНИЕ ПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ
    • 3. 1. Осушение каналов одного РГК
      • 3. 1. 1. Полное осушение на 300-ой секунде
      • 3. 1. 2. Полное осушение на 800-ой секунде
      • 3. 1. 3. Время до полного осушения не менее
    • 3. 2. Время достижения температуры разрыва канала
    • 3. 3. Стратегия управления
    • 3. 4. Выводы к главе 3
  • ГЛАВА 4. ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ
    • 4. 1. Полное обесточивание энергоблока
    • 4. 2. Потеря функции подпитки КМПЦ от всех источников
    • 4. 3. Учёт трёхмерных эффектов
      • 4. 3. 1. Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн
      • 4. 3. 2. Роль теплообмена излучением при разогреве модернизированной кладки
      • 4. 3. 3. Учёт изменения свойств кладки при эксплуатации
    • 4. 4. Стратегия управления
    • 4. 5. Выводы к главе 4
  • ВЫВОДЫ

Канальные уран-графитовые реакторы являются важной частью атомной энергетики России. На их долю приходится более 50% электроэнергии, вырабатываемой на отечественных АЭС /59/. Основу канального направления составляют энергоблоки с реакторами РБМК-1000.

Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ /19/. Согласно «Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)» /54/, такая оценка должна содержать анализ запро-ектных аварий (ЗА). Исследование ЗА проводится с использованием специализированных расчётных компьютерных программ (кодов), позволяющих определить ход развития аварии, предупредить возможные выходы за безопасные границы и разработать стратегию управления аварией /4/. Разработка стратегии управления ЗА относится, согласно ОПБ-88/97 /42/, к четвёртному уровню глубоко эшелонированной защиты и предусматривает «предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий». Таким образом, исследование запроектных аварий РБМК является важной и актуальной задачей, имеющей чёткую практическую направленность.

Расчётное моделирование ЗА РБМК связано с двумя проектными особенностями этого реактора. Во-первых, существенным отличием канальных уран-графитовых реакторов от корпусных является значительно большая (в 15−20 раз) теплоёмкость активной зоны. Это снижает скорость разогрева осушенной активной зоны и позволяет говорить о более длительном периоде развития аварии до начала тяжёлых повреждений активной зоны, чем в корпусных реакторах. Во-вторых, на ряде энергоблоков отсутствует система локализации аварии, и на всех энергоблоках нет локализации разрывов паропроводов /37/. То есть при разрывных авариях с потерей теплоносителя отсутствует эффективный барьер на пути распространения радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Поэтому основное внимание в исследовании ЗА РБМК уделяется не использованию локализующих систем безопасности, а разработке мер, предотвращающих развитие аварийного процесса до стадии тяжёлых повреждений активной зоны.

Таким образом, акценты исследований ЗА РБМК смещаются с изучения поведения расплавленных фрагментов активной зоны и обоснования стратегий противоаварийных действий персонала по смягчению тяжёлых последствий на поиск стратегий управления ЗА с целью предотвращения тяжелых повреждений активной зоны реактора. Тяжёлые повреждения, в частности, могут быть вызваны разгерметизацией нескольких (более девяти) технологических каналов при высоком давлении в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Множественный разрыв ТК может приводить к разрушению реакторного пространства (РП), что влечёт за собой попадание радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

Важным аспектом при анализе ЗА РБМК является теплообмен между каналами. В ряде аварий процесс теплового взаимодействия каналов оказывает значительное влияние на уровень достигаемой температуры элементов кладки (топлива, оболочек твэлов, труб каналов, стержней аварийной защиты, графитовых блоков), а также определяет динамику разогрева элементов активной зоны. В случае осушения нескольких или всех топливных каналов активной зоны с проектным срабатыванием аварийной защиты в канальных реакторах существует возможность отвода части тепловой энергии, выделяющейся в топливе, из осушенных каналов в неосушенные или в каналы контура охлаждения системы управления и защиты реактора (КО СУЗ), что ограничивает степень разогрева аварийных каналов. Для эффективного использования механизма межканальных перетоков тепла в проекте реактора МКЭР каналы, относящиеся к разным петлям охлаждения, размещены в шахматном порядке.

Необходимость учёта этого механизма была отмечена в РНЦ «Курчатовский институт» несколько лет назад, однако проводившиеся исследования носили качественно-оценочный характер. Это, в частности, связано с отсутствием адекватного расчётного инструмента, который бы учитывал все особенности исследуемого объекта. В то же время, при исследовании запроектных аварий особое значение имеет использование неконсервативных расчётных моделей, поскольку в процессе разработки мер по управлению авариями выполняются оценки функционирования энергоблока исходя из реальных условий, а не консервативно /6/. Основные коды, используемые при анализе аварийных процессов, разработаны за рубежом и рассчитаны на зарубежные аппараты. Если для АЭС с реакторами типа ВВЭР это не так существенно из-за сходства технических и физических решений, то для установок с канальными реакторами требуются расчётные инструменты, более адаптированные к их особенностям. Использование кодов улучшенной оценки (RELAP5, ATHLET) вносит значительный консерватизм в расчёты поздних стадий аварий с осушением каналов и не позволяет моделировать ряд теплообменных процессов в активной зоне РБМК. Разработка новых и адаптация современных методов и программ анализа состояния реакторной установки (РУ) с учётом специфики РБМК, в первую очередь, анализа аварийных режимов, — одно из важных направлений исследований по повышению безопасности /14/.

Таким образом, актуальность работы обусловлена проведением в настоящее время Углублённой оценки безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также необходимостью разработки специфических кодов и методов анализа ЗА. Цель данной работы заключается в расчётной оценке теплообменных процессов в графитовом замедлителе и последующем определении области параметров (время, тип аварии), где эти процессы вносят существенный или даже определяющий вклад в развитие аварии. В этой области возможен поиск способов использования процессов теплообмена в графитовой кладке для предотвращения и смягчения тяжёлых последствий ЗА, разработки и оптимизации стратегии управления ЗА. Выполнение данных исследований также предполагает разработку расчётной методики и программного кода, ориентированных на решение специфических тепловых задач в геометрии графитовой кладки канальных реакторов с учётом присущих канальному направлению положительных проектных особенностей.

ВЫВОДЫ.

1. Рассмотрен класс запроектных аварий РБМК, приводящих к длительному осушению групп каналов, и описана их феноменология. Определены временные фазы при развитии этих аварий, когда реализация управляющих воздействий возможна и эффективна для отдаления или даже исключения тяжёлых последствий.

2. Показана неадекватность теплогидравлических расчётных методик и кодов, используемых в настоящее время для исследования аварийных процессов РБМК, с точки зрения моделирования тепловых процессов в активной зоне на дальних фазах аварий с осушением каналов.

3. Разработана расчётная методика и на её основе программный код, позволяющие определять способы управления аварийным процессом, а также оптимизировать принимаемые меры по управлениювыполнена валидация разработанного кода на ряде модельных задач с использованием аналитических и численных решенийс использованием экспериментальных данных, полученных на промышленном реакторе АДЭ-4, выполнены верификационные исследования.

4. Выполнено расчётное исследование ряда запроектных аварий, которые могут привести к тяжёлым повреждениям активной зоны, в результате чего найдены и расчётно обоснованы критерии, позволяющие обеспечить целостность каналов и металлоконструкций реактора на дальних фазах аварий с длительным осушением групп каналоввыполнена оценка консерватизма кодов улучшенной оценки, используемых для анализа выделенного класса аварий.

5. Выполнен анализ влияния модернизации графитовой кладки V энергоблока Курской АЭС на протекание аварий с осушением каналов.

6. Предложены варианты управляющих воздействий на аварийные процессы с целью предотвращения или смягчения тяжёлых повреждений активной зоны. Показана возможность использования штатных измерительных средств для контроля аварийного процесса.

7. Результаты данной работы были использованы при разработке эксплуатационной документации и обосновании безопасности действующих энергоблоков РБМК.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Анализ путей развития запроектных аварий и обоснование перечня запро-ектных аварий для V энергоблока Курской АЭС: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ» Инв. № 33−16/48. — М., 1999.- 43 с.
  2. Анализ режимов нормальной эксплуатации и аварийных режимов на повышенной мощности: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ» Инв. № 33−05/06. М., 2005.-241 с.
  3. Д.А. Разработка и применение расчётно-теоретических методов анализа запроектных аварий реактора РБМК: Автореф. дис.. канд. техн. наук.- М., 2003. 23 с.
  4. В.Д., Воробьёв Ю. Б., Кузнецов В. Д. Коды для расчёта ядерных реакторов. М.: МЭИ, 2003. — 163 с.
  5. К. А. ANS YS в примерах и задачах. М.: Компьютер Пресс, 2002. -224 с.
  6. Безопасность атомных станций — Париж: EDF-Росэнергоатом, 1995.- 255 с.
  7. Барьеры безопасности на АЭС с канальными реакторами / Белянин JI.A., Лебедев В. И., Гарусов Ю. В. и др. М.: Энергоатомиздат, 1997 — 192 с.
  8. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Белянин Л. А., Лебедев В. И., Гарусов Ю. В. и др. М.: Энергоатомиз-дат, 1997.-256 с.
  9. A.M. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС // Теплоэнергетика. 1998. — № 5. — С. 22−25.
  10. Е.В., Крамеров А. Я., Михайлов Д. А. Проблемы теплофизики и механики тяжёлых аварий канальных графитовых реакторов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. — 1998.- Вып. 1.-С. 29−43.
  11. В.Н., Крамеров А. Я., Михайлов Д. А. Авария на 2-ом блоке ЧАЭС 11 октября 1991 г. и возможные последствия длительного отсуствияподпитки КМГТЦ // Конференция ядерного общества Украины: Тез. докл,-Киев, 1995.-С. 35−37.
  12. .А., Бурлаков Е. В., Гроздов И. И. и др. Развитие канального направления в отечественном реакторостроении // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. -2004.
  13. .А., Стенбок И. А., Черкашов Ю. М. Безопасность АЭС с реакторами РБМК. Соответствие современным требованиям // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл.— М.: НИКИЭТ. 2004.
  14. Р. Метод конечных элементов. Основы: Пер. с англ. М.: Мир, 1984.-428 с.
  15. Годовой отчёт РНЦ «Курчатовский институт» за 2002 год. М.: РНЦ «КИ», 2002. — 51 с.
  16. .Г. К выработке концепции перспективного развития энергетики // Ведомости Международной топливно-энергетической ассоциации. Первый московский международный форум «Энергетика и общество». -1998-№ 22.-С. 227−233.
  17. .Г. О стратегии России в исследованиях по безопасности отечественных реакторов // Атомная энергия. 2000.- Т. 89, вып. 5.
  18. .Г. О тьме истин: Уч. пос. по курсу «Повышение квалификации при подготовке к аттестации руководителей федеральных государственных унитарных предприятий». М.: НТЦ ЯРБ, 2003. — 301 с.
  19. .Г., Истомина Н. Н., Чулкова Т. Ю. Об актуальных методологических проблемах в области использования атомной энергии // Вестник Госатомнадзора России. — 2001.- № 6.
  20. К.С. Исследование процессов аварийного разогрева графитовой кладки РБМК // I Курчатовская молод, науч. шк.: Сб. тр.- М., 2004 С. 1823.
  21. К.С., Кузнецов В. Д. Анализ изменения параметров в канале СУЗ РБМК при осушении // V Межд. студ. науч.-тех. конф. Полярное Сияние: Тез. докл. М., 2002. — С. 47−48.
  22. К.С., Кузнецов В. Д. Анализ температурных режимов канала СУЗ РБМК при аварийном осушении // VIII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2002. — Т. З — С. 156.
  23. К.С., Кузнецов В. Д. Исследование возможности стабильного охлаждения осушенных каналов РБМК при аварии с разрывом // X Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.- М., 2004. Т. З — С. 37.
  24. К.С., Кузнецов В. Д. Оценка неопределённостей максимальной температуры трубы канала для аварий РБМК со стагнацией расхода // IX Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2003. — Т. З — С. 46.
  25. К.С., Кузнецов В. Д. Программа расчёта температурного поля графитовой кладки РБМК в аварийных условиях // XI Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.— М., 2005.-Т.З- С. 84.
  26. К.С., Кузнецов В. Д. Расчёт температуры элементов облучатель-ных устройств при эксцентриситете таблетки // XII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2005. -т.З-С. 85.
  27. К.С., Кузнецов В. Д., Михайлов Д. А. Особенности протекания аварии в кладке РБМК при полном осушении // XIII семинар по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004: Сб. докл.- М., 2004. С. 182−184.
  28. H.A., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.- 208 с.
  29. О. Метод конечных элементов в технике.- М.: Мир.-1975.-541 с.
  30. О., Морган К. Конечные элементы и аппроксимация: Пер. с англ. -М.: Мир, 1986.-318 с.
  31. Исследование в горячих камерах кернов, высверленных из кладки I энергоблока ЛАЭС в период СПР 2002 г.: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ». -Инв. № 62-IS9S-М., 2003 62 с.
  32. Исследование формы блоков графитовой колонны, извлечённой из ячейки 12−36 III энергоблока ЛАЭС: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ», ЛАЭС.-Инв. № 62−1752.- М., 1999.- 50 с.
  33. А.Б., Морозов Е. М., Олферьева М.А. ANSYS в руках инженера: практическое руководство. М.: УРСС, 2003. — 272 с.
  34. П.Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П. Справочник по теплогидравли-ческим расчётам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). — М.: Энергоатомиздат, 1984. 296 с.
  35. Концепция повышения безопасности РБМК-1000: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 98 591 341.- М., 2000.- 35 с.
  36. Концепция безопасности МКЭР-1500: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 33−02/08/1.-М.: 2002.
  37. Методика расчёта лучистого теплообмена в рядных решётках тепловыделяющих цилиндров: Отчёт о НИР / ОКР ИЯР ИАЭ- Инв. № 15.-М., 1992.- 20 с.
  38. Методические указания по разработке мер и руководства по управлению авариями на АС: Проект НД НТЦ ЯРБ Инв. № 120−19/288. — М., 1994.
  39. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)/ПНАЭГ-01−01−97.-М., 1997.-41 с.
  40. Основные положения проекта АЭС с РУ МКЭР-800: Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- Инв. № К821.- М., 1996. Т.З.
  41. Остаточное энерговыделение для топлива 2.8%: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ».- Инв. № 33−03/25 R2 М., 2003.- 32 с.
  42. Остаточное энерговыделение эрбиевого топлива 2.6% и 2.8%: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 33−03/23-R1.- М., 2003- 36 с.
  43. В.А. Эксплуатация атомных станций: Уч. для вузов. — М.: Энергоатомиздат, 1999. 928 с.
  44. Отвод тепла через контур охлаждения СУЗ при обезвоженной активной зоне: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ». ISA-LNPP2-RT-0818-r2- Инв. № 33−01/42.-М., 2001.
  45. C.B. Численное решение задач теплопроводности и конвективного теплообмена при течении в каналах: Пер. с англ. Е.В. Калабина- под ред. Г. Г. Янькова. М.: МЭИ, 2003. — 312 с.
  46. Теплообмен в ядерных энергетических установках / Б. С. Петухов, Л. Г. Гении, С. А. Ковалёв, С. Л. Соловьёв. М.: МЭИ, 2003. — 548 с.
  47. Программа МАКЕТ-2 расчёта температурных полей в элементах конструкций реактора: Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- Инв. № 040−104−2830 М., 1984.
  48. Распределение энерговыделения в графите реактора: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ».- Инв. № 33−03/15 R1.- М., 2003.- 28 с.
  49. Расследование причин возникновения нарушения на втором блоке Чернобыльской АЭС 11.10.91 г.: Отчёт о НИР / ЧАЭС. Инв. № Чер-П02−10−10−91.- ЧАЭС, 1991.
  50. Результаты комплексного обследования графитовой кладки Г энергоблока Л АЭС: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ», НИКИЭТ Инв. № 4.574 От.-М., 2003.- 108 с.
  51. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков АС с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ТС ОУОБ).- РБ Г-12−42−97
  52. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоке № 1 Курской АЭС. Архив ПТО инв. № 6415-ОЯБиН. 2004 — 125 с.
  53. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоке № 1 Ленинградской АЭС. Архив ПТО инв. № 0−5312 2004. — 111 с.
  54. A.B. Метод конечных элементов в задачах теплопроводности: Уч. пос. Калининград: 1995. — 169 с.
  55. A.B. Метод конечных элементов в задачах теплопроводности: Учеб. пос. для студентов вузов по спец. Теплофизика. 2-е изд., перераб. -Калининград, 1997. — 99 с.
  56. Н.М., Черкашов Ю. М., Черников О. Г. Опыт эксплуатации АЭС с реакторами РБМК // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. — 2004.
  57. Справочник по теплообменникам: в 2 т. Т. 1 / Пер. с англ., под ред. Пету-хова Б. С., Шикова В. К. М.: Энергоатомиздат, 1987. — 560 с.
  58. Тепло- и массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник / Аметистов Е. В., под общ. ред. Григорьева В. А. и Зорина В. М. М.: Энергоиз-дат, 1982. — 512 е., ил. — (Теплоэнергетика и теплотехника).
  59. Техническое задание на разработку проектной документации РУ с многопетлевым кипящим энергетическим реактором электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800): Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- 4.590 ТЗ- Инв. № ТЗ 400 336.- М., 1990.
  60. Э. Ключевые процессы при тяжёлых авариях на реакторах РБМК // Мат-лы per. сем. МАГАТЭ «Анализ конкретных управленческих стратегий превентивного ослабления аварий». Волгодонск: Волгодонская АЭС. — 2004.
  61. B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Справочник. М.: Атомиздат, 1968. — 484 с.
  62. В.В. Повышение эксплуатационной безопасности и продление срока службы промышленных уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. — 2004.
  63. Д.Г. Расчёт конструкций в MSC/NASTRAN for Windows. — М.: ДМК Пресс, 2003. 448 с.
  64. Экспертное заключение ОИАЭ: Энергоблок № 2 ЛАЭС. Отвод тепла через контур охлаждения СУЗ при обезвоженной активной зоне: Отчёт о НИР / ОИАЭ. IS A-LNPP2-RT-0818-R3.- М., 2000.
  65. Accident analysis of and training programme for the RBMK 1000 Kursk 1 NPP: Draft technical report. Chapter 3.3 RELAP5−3D CODE, Working group meeting, Vienna: 2000.
  66. Almenas К., Kaliatka A., Uspuras E. Ignalina RBMK-1500. A Source Book: Extended and updated version. Kaunas.: Lithuanian Energy Institute, 1998. -200 p.
  67. Carlson K.E. et. al. RELAP5/mod3: Code Manual.- INEL, 1995. -NUREG/CR-5535-V1−5. Vol. 1, 2, 4, 5.
  68. Knoglinger E. Radial Heat Transfer in the Core Structures of RBMK Nuclear Power Plants. Vienna: IAEA, 2003. — 38 p.
  69. Knoglinger E., Fisher J. E. Analitical validation of the RELAP5−3D conduction enclosure model for RBMK 1000 core graphite heat transfer. Vienna: IAEA, INEEL, 2003 — 24 p.
  70. Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.1 Cycle С Users Manual. GRS-P-1, 1995-Vol.1.
  71. Sukho Lee. IAEA activities and guidance documents for severe accident and accident management // Per. сем. МАГАТЭ Анализ конкретных управленческих стратегий превентивно го ослабления аварий: Мат-лы сем. Волгодонск: Волгодонская АЭС, 2004.
  72. Yogesh Jaluria, Kenneth Е. Torrance. Computational heat transfer. Washington D.C.: Hemisphere Pub. Corp., 1986 — 366 p.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!