§7．6 核反应堆力学
核电是第二次世界大战后在军工技术基础上发展起来的一种能源技术．核电厂的能源是由核反应堆内的核裂变产生热能，通过冷却剂将热能传递给介质，再通过蒸气发生器产生蒸气，蒸气推动汽轮机带动发电机发电．图7－8所示是我国秦山核电站的工作原理示意图．核电站的关键设备是核反应堆，根据冷却剂的不同又分为压水堆、重水堆和快增殖堆等，在堆内采用低浓度裂变物质作燃料．在任何情况下这些燃料都不可能像原子弹那样发生核爆炸．但如果反应堆设计有缺陷，则有可能造成核污染事故．历史上核反应堆发生重大事故有两次，一次发生在美国的三里岛核电厂，造成的后果并不十分严重，因为利用了第三屏障——安全壳把整个核岛封闭起来停止运行．另一次发生在1986年的前苏联的切尔诺贝利核电厂，当时因操作员违背操作指令使得堆芯温度迅速增高而发生爆炸，由于该电站未在反应堆周围构筑一道坚固的钢筋混凝土防护外壳，使得放射性物质大量泄出，酿成了历史上最严重的一次核事故．
图7－8 秦山核电站工作原理示意
由于核电的经济、清洁和高效等其他电力无法比拟的优势，从世界潮流来看，核电占总发电的比例越来越高是一种趋势．世界上法国、比利时和瑞典三国的核电占总发电量的50%以上，日本和美国的核电也占总发电量的20%以上，我国于1991年和1994年相继建成了秦山一期和大亚湾一期两座核电厂并正式发电．
反应堆结构力学是以研究反应堆设计、制造和经济安全使用中力学问题的一门新兴科学，国际上简称SMiRT（Structural Mechanics in Reactor Technology）．至1999年，国际上已召开过15次SMiRT国际会议，我国也举办了10届全国会议，可见，反应堆力学问题研究方兴未艾．
在反应堆中的主要力学问题有：
（1）安全壳的结构力学问题．主要研究在大风、地震、失水事故和外部袭击等情况下安全壳的安全性能．
（2）反应堆主要设备，如堆芯、管道、压力壳等在正常运行和异常情况下的力学性能的理论、计算与实验研究，为反应堆正常运行设计提供科学依据．
（3）热交换系统的数值仿真与实验研究．
（4）退役和核废料的密封与封存的可靠性研究与超长期预测．
（5）核电设备中材料特性的研究．
（6）核工程结构地震响应分析，减震与隔震技术的研究．
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