第三代非能动型与第四代超临界先进轻水型核电厂中典型的力学问题
上世纪90年代初,以美国”先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)”为代表首先提出了以非能动型为主体的第三代先进核电站技术要求,其特点是对原有能动型安全系统作了大量简化,由非能动安全系统替代或补充,并由此提高安全性和经济性.但同时也带来了需要重视的力学难题,典型的如钢安全壳承载能力评定、堆芯熔融物堆内包容(IVR)、取消OBE后的抗震设计、二相流体与固体耦合的热工流体求解等问题.本世纪初,国际上提出了纳冷快堆、超临界水冷堆等6种典型的第四代先进核电站,其中”超临界水冷堆(SCWR)”的最大特点是采用超临界水作为冷却剂,通过提高冷却剂压力和温度形成超临界过热流体,成为高效率经济型的核电站.其中堆芯内超临界流体引起压力波动和材料高温蠕变等两大力学问题给装置和部件带来不容忽视的难题.本文概述了这些存在的问题,供反应堆结构力学工作者参考.
核电厂 超临界水冷堆 流体动力学 压力波动 高温蠕变 结构力学
姚伟达 谢永诚 贺寅彪 张明
上海核工程研究设计院,上海,200233
国内会议
广西桂林
中文
1-3,8
2006-10-16（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）