围绕第三代先进压水堆、第四代超临界水堆的基础热工水力与安全科学问题，建成先进水冷堆热工水力及仿真综合实验平台，采用实物模拟和虚拟仿真的结合方式，通过对先进水冷反应堆热工水力重要现象，事故与仿真特性等教学实验，激发学生的科研兴趣，培养学生的工程实践能力与创新意识。

A 平台功能

    考虑到核反应堆的具体特点，采用实物模拟和虚拟仿真的结合方式，建设该平台。其中先进水冷堆的热工水力特性子平台如图所示。平台可为核工程与核技术专业的专业课程提供教学实验平台。具体的实验教学功能如下：

l 非能动自然循环的测量与数据处理

l 钢制容器器壁蒸汽冷凝的测量与数据处理

l 近临界工况的临界热流密度与临界后传热的测量与数据处理

l 超临界工况的流动与传热测量与数据处理

l 先进压水堆核电厂的事故与控制仿真

l 常见堆型的反应堆堆芯设计、换料设计、中子动力学分析

B 服务的课程

《核反应堆热工分析》、《核反应堆物理分析》、《核反应堆安全分析》，《核反应堆控制》等。

C 培养目的

本平台是为了配合核工程与核技术专业课程学习而设置的综合性教学实验平台，旨在培养学生开展核工程系统综合设计及工程创新的实践能力，为今后进一步从事该专业开展高水平科学研究奠定坚实基础。具体培养目的有：

l 重要热工水力现象的规律及其测量方法

l 先进压水堆核电厂的运行和事故分析特性

l 先进压水堆核电厂的控制特性

l 先进反应堆的堆芯设计、换料设计特点