- 学生将描述、解释和计算与核反应和反应堆操作相关的放射性强度。
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- 学生将根据反应堆中材料的规格计算核反应堆的临界尺寸。
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- 学生将描述和计算控制材料、温度变化和裂变产物中毒的反应性影响。
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- 学生将描述和计算中子减速和热化过程，以生成现代反应堆物理代码所需的中子交叉数据，以设计和分析核反应堆。
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- 学生将评估燃料循环的可持续性，包括资源可用性和外部成本，如环境影响。
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- 学生将描述与各种形式的辐射与物质的相互作用有关的机制和计算量，以及描述辐射场和辐射源的方法。
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- 学生将描述和解释当前压水堆和沸水堆发电厂的运行和保护系统。
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- 学生将描述和解释新一代压水堆和沸水堆发电厂的增强型系统的特点和能力。
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- 学生将从热力学角度分析当前的反应堆系统，以及未来提出和发展的概念。
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- 学生将使用单群和双群扩散理论，根据反应堆中材料的规格，计算核反应堆的临界尺寸。
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- 学生将描述和计算核反应堆随时间变化的行为，包括反应性变化的计算和控制。
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- 学生将描述、解释和计算与反应堆内材料降解有关的量。
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- 学生将描述，解释，并计算如何通过热产生率和它的分布在全功率和关闭条件下的中子学和热液压耦合。
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- 学生将描述、解释和计算关键反应堆系统组件(例如，堆芯、蒸汽发生器、安全壳、冷凝器等)的单个热水力行为，以及它们与动力循环中相邻组件的相互作用。
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- 学生将计算在强制对流条件下单相流到两相流通道内的压降和传热系数。
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- 学生将计算反应堆堆芯“热”通道内的燃料元件温度(例如，燃料中心线)和热转变标准(例如，临界热流)。
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- 学生将分析核能设施的安全性，重点是可靠性和概率风险分析。
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- 学生将描述核反应堆的主要特征。描述，解释和计算基本的材料行为，包括相平衡，晶体结构，机械性能和化学热力学。
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- 学生将计算与燃料销中的传热、包壳内的质量扩散、辐射损伤、铀浓缩和氧化物燃料中的热力学行为相关的量。
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- 学生将识别并解释核反应堆系统中材料选择的设计标准。
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- 学生将描述、解释和计算原子和核物理概念，如核结构和放射性衰变，以及一般的辐射源。
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- 学生将在微观层面上描述、解释和计算辐照对材料的影响。
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- 学生将在宏观层面上描述、解释和计算辐射对材料的影响。
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- 学生将描述、解释和计算核包层和结构材料中辐射引起的材料降解机制
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- 学生将结合实验和计算，包括相关的不确定性，以预测最佳估计结果，减少不确定性。
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- 学生将应用伴随方法计算模型结果对模型参数、初始条件和边界条件的敏感性。
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- 学生将描述、解释和计算与辐射探测和测量，以及核仪器和探测器相关的数量。
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- 学生将解释热力学的基本原理和能量、焓、熵和热容的概念。
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- 学生将使用平衡计算来预测行为，并能够从自由能曲线绘制和解释相图。
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- 学生将使用化学平衡软件包FactSage，并将其应用于实际问题。
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- 学生将计算模型参数中的不确定性(方差，协方差)，并传播这些以计算模型响应(结果)中的不确定性。
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- 学生将有能力执行研究计划，产生和分析原始结果，并通过口头报告和书面出版物交流这些结果。
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- 学生将展示获得通过正常课程渠道之外的可靠信息来源的能力。
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