Overview

本课程主要的6个授课专题单元为“先进压水堆与非能动安全技术”，“福岛核事故与核安全”，“核反应堆动力学”，“热工流体中的传递现象”，“核反应堆材料辐照损伤效应”，，“小型与特种核反应堆”，用于课程中学生课下完成课上汇报或者答辩的专题2个：“特种用途反应堆初步设计”，和“第四代核反应堆技术”。 “先进压水堆与非能动安全技术”，“福岛核事故与核安全”， “小型与特种核反应堆”和“第四代核反应堆技术”偏重前沿以及学术热点问题，强调对问题的分析和探究；“核反应堆动力学”，“热工流体中的传递现象”强调基础理论，注重公式的推导以及数理知识与专业课程的结合；“特种用途反应堆初步设计”强调相关知识的集成性，强调设计的程序以及策略，强调综合应用以及学术前沿的把握，其中设计专题要求学生团队协作完成，贯穿课程始终。

课程采用“PRED+II”教学模式。在课前学生们根据课程网站提供的资料带着问题去学习，即问题式学习（Problem-Based Learning）。在课堂上对特定专题、问题进行讲述、讨论和分析，即研讨方式学习（Research-Based Learning）。在课堂教学中强调对专题相关问题的探究（Inquire），强调学生的参与（Involve），变被动接受为主动探究。在课后，结合课程网站，通过延伸学习（Extended Learning）强化学生对专题深度和广度的了解。同时，课程设有团队作业，要求学生以小组合作的形式基于设计来进行学习（Design-Based Learning），完成撰写小组报告并作课堂汇报。

Syllabus

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
参考资料

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）

5.1 反应堆中子动力学
5.2 章节测试

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
6.5章节测试
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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
本章课件

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
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期末考试

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