《2022 核反应堆工程 哈工程 70讲 视频教程》

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核反应堆工程（Nuclear Reactor Engineering）(2022春)
 
第1章 绪论（Introduction）
1.1 课程定位与研究生培养心得
课程介绍（Course Introduction）
课程定位与研究生培养心得
1.2 PRED+II模式
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）
Foundations and Course Content of Passive Safety System
非能动安全的定义
2.2 AP1000非能动堆芯冷却系统的组成（Composition of Passive Core Cooling System of AP1000）
AP1000非能动堆芯冷却系统的组成
Passive containment cooling system
Remark, Definition and Components
2.3 非能动余热导出系统的运行（Operation of Passive Residual Heat Remove System）
非能动余热导出系统的运行
Passive Residual Heat Remove System (PRHR)
2.4 非能动安全注入系统的运行（Operation of Passive Safety Injection System）
非能动安全注入系统的运行
Safety Injection and Depressurization
2.5 非能动安全技术的优点与缺点 （Advantages and Disadvantages of Passive Safety Technology）
非能动安全技术的优点与缺点
2.6 非能动安全技术的思想与应用（Idea and Application of Passive Safety Technology）
非能动安全技术的思想与应用
Conclusion
Discussion
2.7 章节测试
第3章 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）
Introduction of BWR system and cycles
BWR cycles
3.2 沸水堆的特点（Characteristics of BWR）
沸水堆的特点
3.3 沸水堆安全壳系统（Containment System of BWR）
沸水堆安全壳系统
BWR Containment
3.4 沸水堆的应急堆芯冷却系统 （Emergency Core Cooling Systems of BWR）
沸水堆的应急堆芯冷却系统
BWR ECCS
3.5 章节测试
第4章 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）
福岛核事故的概况
General scene of Fukushima Nuclear Accident and NPP
4.2 福岛核电站介绍（Introduction to Fukushima Nuclear Power Plant）
Accident Process- Status of NPPS before earthquake
福岛核电站介绍
4.3 福岛核事故进程（Process of Fukushima Nuclear Accident）
福岛核事故进程
Accident Process- After earthquake
Accident process- After tsunami
Accident process- Unit 1
Accident process- Unit 2
Accident process- Unit 3
4.4 事故总结与思考（Summary and Thinking of the Accident）
事故总结与思考
Why Unit 2 didn’t explore and how to avoid such accidents
4.5 章节测试
第5章 章节测试
第5章 反应堆中子动力学（ Nuclear Reactor Neutron Kinetics）
Nuclear Reactor Kinetics-1
Nuclear Reactor Kinetics-2
第6章 传递现象（Transport Phenomena in Thermal Fluids）
6.1 组合变量法举例
组合变量法举例
6.2 分离变量法举例
分离变量法举例
6.3 非定常流动与热传递（Unsteady Flow and Heat Transfer）
Unsteady Flow and Heat Transfer-1
Unsteady Flow and Heat Transfer-2
Unsteady Flow and Heat Transfer-3
Unsteady Flow and Heat Transfer-4
6.4 推导方法的讨论
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）
概念与危害
7.2 流动不稳定性的分类（Classification of Flow Instability）
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）
流动不稳定性机理分析
Nonlinear Dynamic
7.4 自然循环系统内的流动不稳定性（Flow Instability in a Natural Circulation System）
自然循环系统内的流动不稳定性
7.5 章节测试
第7章 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）
核反应堆材料的基本概念
8.2 材料的辐照效应（Radiation Effects of Materials）
材料的辐照效应
Radiation Effects in Materials
8.3 材料的辐射损伤机制（Radiation Damage Mechanism of Materials）
材料的辐射损伤机制
8.4 脆性转变温度与材料肿胀（Brittle Transition Temperature and Material Swelling）
脆性转变温度与材料肿胀
8.5 材料的硬化和脆化（Hardening and Brittleness of Materials）
材料的硬化和脆化
8.6 反应堆材料辐照效应的思考（Thinking on Irradiation Effect of Reactor Materials）
反应堆材料辐照效应的思考
8.7 章节测试
第8章 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）
背景概述与堆型的发展
9.2 第四代核电堆型介绍（Introduction of Generation IV Advanced Nuclear Reactor）
第四代核电堆型介绍
Introduction of Generation IV Advanced Reactor（1）
Introduction of Generation IV Advanced Reactor（2）
Introduction of Generation IV Advanced Reactor（3）
9.3 第四代堆总结（Summary of Generation IV Nuclear Reactor）
第四代堆总结
9.4 章节测试
第9章 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）
能源的需求与核能应用拓展
10.2 浮动核电站的研究与发展（Research and Development of Floating Nuclear Power Plant）
浮动核电站的研究与发展
Introduction of Marine Nuclear Reactors（1）
Introduction of Marine Nuclear Reactors（2）
10.3 空间核动力系统（Space Nuclear Power System）
空间核动力系统
Introduction of Space Nuclear Power(1)
Introduction of Space Nuclear Power(2）
10.4 章节测试
第10章 章节测试
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课程介绍（Course Introduction）
 
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