课程简介
《核反应堆热工分析》课程依托西安交通大学核科学与技术学科，由陈学俊院士、贾斗南教授于1958年交通大学工程物理系开办之初创立，是国内最早开设的核工程专业基础课程之一。历经教学团队三代人的不懈努力，本课程不断提升和发展，2010年获国家级精品课程和陕西省精品课程，2019年获新工科建设课程，并入选西安交通大学“名课程”和“金课”，至今已有60余年课程教学经验和深厚积淀。
本课程以核反应堆物理设计为基础，以核反应堆能量传输过程为研究对象，以保障核反应堆安全为目标，系统讲述压水堆中能量传输过程中热工水力关键现象和机理学、主要理论和模拟分析方法、实验技术方法等，同时也顾及其他堆型的一些特点。《核反应堆热工分析》MOOC课程教学大纲共有六个大章节，分别为核反应堆概况、堆的热源及其分布、堆内传热过程、堆内流体流动过程、堆芯稳态热工分析以及堆芯瞬态热工分析，六章节共计47小节，每小节时长约为5-20分钟。
本课程特色在于涵盖知识面广，避免繁杂公式推导，结合反应堆工程实际，基本上可以满足核反应堆热工初学者的需求。此MOOC可用于高等院校核专业方向本科生的教学使用，也可供相关专业的工程技术人员学习使用。本课程着力培养具备核反应堆热工领域宽厚基础理论和专业技能、系统掌握核反应堆热工专业知识、能在行业和学科起引领作用的高素质专门人才。
课程大纲
第一章 绪论
1.1 核反应堆概况
1.2 核反应堆热工分析的任务
第二章 堆的热源及其分布
2.1 核裂变产生的能量及其分布
2.2 堆芯功率分布
2.3 影响堆芯功率分布的因素
2.4 停堆后的功率
2.5 停堆后的反应堆冷却
第三章 堆的传热过程
3.1 反应堆内热量的传递过程
3.2 燃料芯块内的导热
3.3 包壳导热
3.4 强迫对流换热
3.5 自然对流换热
3.6 沸腾传热
3.7 沸腾起始点ONB的判别
3.8 临界热流密度CHF
3.9 过渡沸腾和膜态沸腾
3.10 核燃料的选型与热物性
3.11 包壳材料的选型与热物性
3.12 辐照对燃料元件性能的影响
3.13 冷却剂、包壳、芯块温度分布
3.14 积分热导率
3.15 包壳与芯块间的间隙传热
第四章 堆内流体的流动过程及水力分析
4.1 单相流体的流动压降
4.2 两相流型
4.3 两相流基本参数
4.4 两相流动压降
4.5 两相局部压降
4.6 自然循环
4.7 冷却剂的喷放和临界流
4.8 流动不稳定性概念及分类
4.9 静力学不稳定性
4.10 动力学不稳定性
第五章 堆芯稳态热工分析
5.1 热工设计准则
5.2 冷却剂流量分配
5.3 热管因子和热点因子
5.4 典型临界热流密度关系式
5.5 热工参数选择
5.6 最小临界热流密度比
5.7 单通道模型热工分析步骤
5.8 子通道模型热工分析步骤
第六章 堆芯瞬态热工分析
6.1 瞬态分析任务及电厂工况
6.2 反应堆的控制与保护
6.3 反应堆专设安全系统
6.4 负荷丧失瞬态
6.5 失流事故
6.6 小破口失水事故
6.7 大破口失水事故
期末考试
期末考试
1.1 核反应堆概况
1.2 核反应堆热工分析的任务
第二章 堆的热源及其分布
2.1 核裂变产生的能量及其分布
2.2 堆芯功率分布
2.3 影响堆芯功率分布的因素
2.4 停堆后的功率
2.5 停堆后的反应堆冷却
第三章 堆的传热过程
3.1 反应堆内热量的传递过程
3.2 燃料芯块内的导热
3.3 包壳导热
3.4 强迫对流换热
3.5 自然对流换热
3.6 沸腾传热
3.7 沸腾起始点ONB的判别
3.8 临界热流密度CHF
3.9 过渡沸腾和膜态沸腾
3.10 核燃料的选型与热物性
3.11 包壳材料的选型与热物性
3.12 辐照对燃料元件性能的影响
3.13 冷却剂、包壳、芯块温度分布
3.14 积分热导率
3.15 包壳与芯块间的间隙传热
第四章 堆内流体的流动过程及水力分析
4.1 单相流体的流动压降
4.2 两相流型
4.3 两相流基本参数
4.4 两相流动压降
4.5 两相局部压降
4.6 自然循环
4.7 冷却剂的喷放和临界流
4.8 流动不稳定性概念及分类
4.9 静力学不稳定性
4.10 动力学不稳定性
第五章 堆芯稳态热工分析
5.1 热工设计准则
5.2 冷却剂流量分配
5.3 热管因子和热点因子
5.4 典型临界热流密度关系式
5.5 热工参数选择
5.6 最小临界热流密度比
5.7 单通道模型热工分析步骤
5.8 子通道模型热工分析步骤
第六章 堆芯瞬态热工分析
6.1 瞬态分析任务及电厂工况
6.2 反应堆的控制与保护
6.3 反应堆专设安全系统
6.4 负荷丧失瞬态
6.5 失流事故
6.6 小破口失水事故
6.7 大破口失水事故
期末考试
期末考试