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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

Introduction of Generation IV Advanced Reactor(2)笔记与讨论

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