核反应堆工程（Nuclear Reactor Engineering）课程：前往报名学习
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。
开设学校：哈尔滨工程大学；学科：工学、
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。
-1.1 课程定位与研究生培养心得
-1.2 PRED+II模式
-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）
--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）
--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）
--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）
-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 章节测试
-3.1 沸水堆基本介绍（Introduction of BWR）
--Introduction of BWR system and 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
-3.4 沸水堆的应急堆芯冷却系统 （Emergency Core Cooling Systems of BWR）
--BWR ECCS
-3.5 章节测试
--第4章 章节测试
-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
-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
-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
-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）
--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7章 章节测试
-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）
--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）
-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）
--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）
-8.7 章节测试
--第8章 章节测试
-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）
--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
-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）
--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
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。
