核反应堆工程(Nuclear Reactor Engineering)

本课程是一门硕士研究生专业基础课程,课程目标在于培养学生发现、分析和解决问题的能力,提升培养学术思维、开拓学术视野、增强团队协作意识、提高英语写作能力,为从事研究生工作奠定学术基础。通过学习本课程,使学生掌握核能科学与工程相关专题的专业基础知识,掌握对学术问题的基本分析方法,对学科前沿有一定理解。

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核反应堆工程(Nuclear Reactor Engineering)课程简介:

本课程是一门硕士研究生专业基础课程,课程目标在于培养学生发现、分析和解决问题的能力,提升培养学术思维、开拓学术视野、增强团队协作意识、提高英语写作能力,为从事研究生工作奠定学术基础。通过学习本课程,使学生掌握核能科学与工程相关专题的专业基础知识,掌握对学术问题的基本分析方法,对学科前沿有一定理解。

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核反应堆工程(Nuclear Reactor Engineering)课程目录:

第1章 绪论(Introduction)

--1.1 课程定位与研究生培养心得

--1.2 PRED+II模式

第2章 AP1000和非能动安全技术(AP1000 and Passive Safety Technology)

--2.1 非能动安全定义(Definition of Passive Safety Technology)

--2.2 AP1000非能动堆芯冷却系统的组成(Composition of Passive Core Cooling System of AP1000)

--2.3 非能动余热导出系统的运行(Operation of Passive Residual Heat Remove System)

--2.4 非能动安全注入系统的运行(Operation of Passive Safety Injection System)

--2.5 非能动安全技术的优点与缺点 (Advantages and Disadvantages of Passive Safety Technology)

--2.6 非能动安全技术的思想与应用(Idea and Application of Passive Safety Technology)

--2.7 章节测试

第3章 沸水堆核电站(Boiling Water Reactor Nuclear Power Plant)

--3.1 沸水堆基本介绍(Introduction of BWR)

--3.2 沸水堆的特点(Characteristics of BWR)

--3.3 沸水堆安全壳系统(Containment System of BWR)

--3.4 沸水堆的应急堆芯冷却系统 (Emergency Core Cooling Systems of BWR)

--3.5 章节测试

第4章 福岛核电站事故(Fukushima Nuclear Power Plant Accident)

--4.1 福岛核事故的概况(Overview of Fukushima Nuclear Accident)

--4.2 福岛核电站介绍(Introduction to Fukushima Nuclear Power Plant)

--4.3 福岛核事故进程(Process of Fukushima Nuclear Accident)

--4.4 事故总结与思考(Summary and Thinking of the Accident)

--4.5 章节测试

第5章 反应堆中子动力学( Nuclear Reactor Neutron Kinetics)

第6章 传递现象(Transport Phenomena in Thermal Fluids)

--6.1 组合变量法举例

--6.2 分离变量法举例

--6.3 非定常流动与热传递(Unsteady Flow and Heat Transfer)

--6.4 推导方法的讨论

第7章 流动不稳定性(Flow Instability)

--7.1 概念与危害(Concepts and Disadvantages)

--7.2 流动不稳定性的分类(Classification of Flow Instability)

--7.3 流动不稳定性机理分析(Mechanism Analysis of Flow Instability)

--7.4 自然循环系统内的流动不稳定性(Flow Instability in a Natural Circulation System)

--7.5 章节测试

第8章 核反应堆材料(Nuclear Reactor Materials)

--8.1 核反应堆材料的基本概念(Basic Concepts of Nuclear Materials)

--8.2 材料的辐照效应(Radiation Effects of Materials)

--8.3 材料的辐射损伤机制(Radiation Damage Mechanism of Materials)

--8.4 脆性转变温度与材料肿胀(Brittle Transition Temperature and Material Swelling)

--8.5 材料的硬化和脆化(Hardening and Brittleness of Materials)

--8.6 反应堆材料辐照效应的思考(Thinking on Irradiation Effect of Reactor Materials)

--8.7 章节测试

第9章 第四代先进核反应堆(Generation IV Advanced Nuclear Reactor)

--9.1 背景概述与堆型的发展(Generation IV Advanced Nuclear Reactor)

--9.2 第四代核电堆型介绍(Introduction of Generation IV Advanced Nuclear Reactor)

--9.3 第四代堆总结(Summary of Generation IV Nuclear Reactor)

--9.4 章节测试

第10章 核能的应用拓展(Nuclear Energy Application and Expansion)

--10.1 能源的需求与核能应用拓展(Energy Demand and Nuclear Energy Application Expansion)

--10.2 浮动核电站的研究与发展(Research and Development of Floating Nuclear Power Plant)

--10.3 空间核动力系统(Space Nuclear Power System)

--10.4 章节测试

期末考试

核反应堆工程(Nuclear Reactor Engineering)授课教师:

谭思超-教授-哈尔滨工程大学-核科学与技术学院

谭思超,主讲教师,中共党员,工学博士,教授,博士生导师,研究方向为核反应堆热工水力,核动力装置与设备,核动力系统海洋条件适应性,先进激光诊断技术,特种核动力等。近年来承担了国家重点研发计划、省杰出青年基金、国防973课题、国家自然科学基金、国防预研课题等项目20余项。在核工程领域权威期刊发表SCI论文50余篇,其中第一/通讯作者40篇,JCR一区和二区27篇,EI论文100余篇。获国防科技出版基金资助,出版学术专著1部,参编教材1部,获授权发明专利15项,获得黑龙江省自然科学二等奖1项(第1),国防科学技术进步三等奖2项(第2、第3),全国百篇优秀博士学位论文提名奖,入选万人计划青年拔尖人才,获得黑龙江省杰出青年基金支持,被聘为“龙江学者”青年学者。主讲课程《核反应堆工程》入选全国工程硕士专业学位研究生教育在线课程重点建设项目,《Nuclear Reactor Engineering》入选教育部来华留学英语授课品牌课程。

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