外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备

摘要

本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。

说明书

技术领域

本发明涉及核能科学与工程技术领域，具体而言，涉及一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备。

背景技术

核能在海洋运输、海洋资源开发、浮动核电站和核能动力装置等领域具有重要的应用和广阔的前景，对解决远洋能源供给具有重大意义。海洋环境复杂多变，常伴随风暴、巨浪、海冰、海雾及海啸等恶劣自然气象，对核反应堆堆芯热工水力特性造成一定的影响，而反应堆堆芯热工安全的影响因子是核反应堆设计的重要依据，关系到反应堆的安全运行和性能指标的实现。

陆基核反应堆堆芯热工安全的影响因子是基于静止条件下的实验获得的，没有考虑瞬变外力场对热工水力特性的影响，不适用于海洋环境中的核反应堆。目前国内外没有公开的针对瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子求解方法，瞬变外力场对不同循环方式和工况下堆芯热工安全的影响机制不同，尚无通用的瞬变外力场对核反应堆全运行工况堆芯热工安全的影响因子，需要对每种设计的反应堆进行大量的实验，耗费经费高时间长，针对这个问题现有技术急需一种瞬变外力场对堆芯热工安全的影响的确定方法。

本部分旨在为权利要求书中陈述的本发明实施例提供背景或上下文。此处的描述不因为包括在本部分中就承认是现有技术。

发明内容

本发明为了解决上述背景技术中的至少一个技术问题，提出了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备。

为了实现上述目的，根据本发明的一个方面，提供了一种外力场对热工安全影响确定方法，该方法包括：

建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；

根据确定出的需要开展的实验类型及规模，建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；

基于通过开展实验获得的物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。

为了实现上述目的，根据本发明的另一方面，提供了一种外力场对热工安全影响确定装置，该装置包括：

分析方法建立单元，用于建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；

实验开展单元，用于根据确定出的需要开展的实验类型及规模，建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；

影响因子确定单元，用于基于通过开展实验获得的物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。

为了实现上述目的，根据本发明的另一方面，提供了一种核反应堆，所述核反应堆为基于采用上述外力场对热工安全影响确定方法确定出的影响因子设计出来的。

为了实现上述目的，根据本发明的另一方面，还提供了一种计算机设备，包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现上述外力场对热工安全影响确定方法的步骤。

本发明的有益效果为：

本发明实施例通过建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模，根据确定出的需要开展的实验类型及规模，建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数，基于通过开展实验获得的物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子，实现了较为准确的得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子的有益效果，本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑，此外通过本发明方法获得的瞬变外力场对核反应堆全运行工况下堆芯热工安全的影响因子可以进一步提高反应堆系统的综合性能。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。在附图中：

图1是本发明实施例外力场对热工安全影响确定方法的流程图；

图2是本发明实施例开展实验的流程图；

图3是本发明实施例强迫循环实验系统示意图；

图4是本发明实施例自然循环实验系统示意图；

图5是本发明实施例外力场对热工安全影响确定装置的结构框图；

图6是本发明实施例实验开展单元的结构框图；

图7是本发明实施例计算机设备示意图。

具体实施方式

为了使本技术领域的人员更好地理解本发明方案，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分的实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本发明保护的范围。

本领域内的技术人员应明白，本发明的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本发明可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本发明可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质（包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等）上实施的计算机程序产品的形式。

需要说明的是，本发明的说明书和权利要求书及上述附图中的术语 “包括”和“具有”以及他们的任何变形，意图在于覆盖不排他的包含，例如，包含了一系列步骤或单元的过程、方法、系统、产品或设备不必限于清楚地列出的那些步骤或单元，而是可包括没有清楚地列出的或对于这些过程、方法、产品或设备固有的其它步骤或单元。

需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明。

瞬变外力场对核反应堆全运行工况堆芯热工安全的影响因子求解需要开展瞬变外力场堆芯热工安全实验获得基本的实验数据。从公开资料可查阅的瞬变外力场作用下堆芯热工实验装置有陆上模式堆和倾斜和起伏装置，陆上模式堆成本高且不能用于开展热工安全实验，倾斜和起伏装置属于结构简单、压力低的基础研究装置，无法获得适用于极端海况下核反应堆高温、高压堆芯的热工安全的影响因子。本发明提出了一套瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子获取和使用方法，可用于瞬变外力场对核反应堆全运行工况下热工安全的影响因子的准确制定，采用该方法的核反应堆综合性能可以达到国际先进水平。

图1是本发明实施例外力场对热工安全影响确定方法的流程图，如图1所示，在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定方法包括步骤S101至步骤S103。

步骤S101，建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模。

步骤S102，根据确定出的需要开展的实验类型及规模，建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数。

步骤S103，基于通过开展实验获得的物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。

在本发明中，瞬变外力场堆芯热工安全涉及的现象包括：沸腾临界现象和流动不稳定性现象。本发明的外力场对热工安全影响确定方法针对的是瞬变外力场条件下要保证沸腾临界现象和流动不稳定性现象不会发生。

在本发明一个实施例中，所述的瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子包括：临界热流密度（CHF）影响因子和流动失稳对应的功率（FI）影响因子。其中，临界热流密度（CHF）影响因子对应沸腾临界现象，流动失稳对应的功率（FI）影响因子对应流动不稳定性现象。

在本发明一个实施例中，临界热流密度（CHF）影响因子包括：瞬变外力场对沸腾临界影响比例最大的比值。

在本发明一个实施例中，流动失稳对应的功率（FI）影响因子包括：瞬变外力场对流动不稳定性影响比例最大的比值。

在本发明一个实施例中，所述无量纲准则数用于表征海洋环境影响程度。在本发明一个实施例中，所述无量纲准则数包括：倾斜浮力数、升潜附加力数、摇摆附加力数以及摇摆浮升力数。

在本发明一个实施例中，各无量纲准则数的关系式和定义具体见下表1。

表1

在本发明一个实施例中，所述物理参数包括：临界热流密度、流动失稳对应的功率、实验对象的流量、实验对象的温度、实验对象的压力以及出口含气率中的至少一种。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，包括：多重不稳定耦合外力场条件下堆芯热工安全分析方法；

通过所述的多重不稳定耦合外力场条件下堆芯热工安全分析方法获得的瞬变外力场水工质的单相、两相流动传热计算模型和本构关系式、流动失稳触发机制及边界计算关系式、沸腾临界触发机制及计算关系式以及无量纲准则数用于表征瞬变外力场对全运行工况热工水力特性的影响。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，包括：瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法；

通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，包括：对于矩形冷却剂通道燃料堆芯，瞬变外力场强迫循环工况下并联矩形流动失稳边界所对应的出口含汽率限值随着入口过冷度变化呈非单调影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：瞬变外力场动态自反馈条件下并联矩形流动失稳边界所对应的出口含汽率限值随着流量变化呈非单调影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：无论采用何种结构的堆芯冷却剂通道，瞬变外力场全运行工况下沸腾临界是存在并且唯一的。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：瞬变外力场全运行工况下并联冷却剂通道内流动失稳和沸腾临界的发生次序在不同运行参数区间存在变化。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：在研究参数范围内，瞬变外力场对强迫循环工况下并联矩形通道的稳定性边界几乎没有影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：瞬变外力场导致自然循环系统流量的变化和通道出口流型的变化是造成瞬变外力场动态自反馈条件下并联通道流动失稳边界非单调变化的主要原因。倾斜条件和摇摆条件对动态自反馈条件下并联矩形通道稳定性的影响具有非单调性，升潜条件对动态自反馈条件下并联矩形通道的稳定性边界几乎没有影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：开式栅格棒束堆芯在瞬变外力场动态自反馈条件下不会发生通道间的流动失稳现象，仅在低压工况下出现自然循环系统流动失稳现象。

在本发明一个实施例中，所述的瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法中的实验装置，满足堆芯进出口热工水力学实验条件的要求，满足实验回路阻力分布与原型一致的要求，满足热工水力实验操控特性的要求，以及满足运动实验平台性能的要求。

在本发明一个实施例中，所述的瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，实验段能承受高温高压条件和电磁学性能，实验中测点布置需要有足够的代表性，测量仪表响应速度和数据采集速度需要满足热工水力参数需求。

在本发明一个实施例中，上述步骤S103中的基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，包括：

针对典型堆芯结构开展典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到所述影响程度。

在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定方法，还包括：

将所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子输入到预设的瞬变外力场热工安全分析平台，所述瞬变外力场热工安全分析平台用于对核动力装置一回路进行建模，并基于所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子分析设计条件的核动力装置的安全特性。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场热工安全分析平台，采用FORTRAN 90语言进行模块化编程，程序按照模块功能分为数据输入输出模块、设备计算模块、数值计算模块以及辅助模块，并按照相应的计算流程对各模块进行联立求解。

在本发明一个实施例中，所述的设备计算模块，为核动力装置一回路主要设备的数学物理模型，包括：堆芯模块、主泵模块、蒸汽发生器模块、稳压器模块以及管道模块。

在本发明一个实施例中，所述辅助模块，包括：物性模块、流动换热模块、瞬变外力场模块以及安全分析模块。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场热工安全分析平台，采用并联多通道模型，并采用SIMPLE算法来求解堆芯各物理场的分布情况，同时考虑到系统程序的计算效率，一回路其他设备采用一维数学物理模型进行模拟，并通过Gear算法来实现控制体中各物理场的数值计算。

在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定方法，还包括：

通过瞬变外力场热工安全分析平台对应用对象进行分析，通过逐级提高功率的方法确定沸腾临界现象和流动不稳定性现象在全工况范围内的触发次序。

如图2所示，在本发明一个实施例中，上述步骤S102的建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数，具体包括步骤S201和步骤S202。

步骤S201，在自然循环实验系统上开展针对典型堆芯结构在典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到自然循环工况下的物理参数。

步骤S202，在强迫循环实验系统上开展针对典型堆芯结构在典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到强迫循环工况下的物理参数。

图4是本发明实施例自然循环实验系统示意图，如图4所示，在本发明一个实施例中，所述自然循环实验系统为全自然循环系统，整个实验回路中不设置循环泵。如图4所示，所述自然循环实验系统包括：稳压器6、换热器5、预热器4、调节阀3、模拟件1、流量计2以及连接管道。

所述换热器水平布置于实验回路最高处；所述调节阀、所述流量计与所述预热器水平布置于实验回路最低处，且所述换热器的一次侧出口与所述调节阀的入口通过管道连接，所述调节阀的出口与所述流量计的入口通过管道连接，所述流量计的出口与所述预热器的入口通过管道连接，所述模拟件垂直布置于运动台面，所述模拟件的入口与所述预热器的出口通过管道连接，所述模拟件的出口与所述换热器的一次侧入口通过管道连接，所述稳压器通过管道连接至所述模拟件的出口与所述换热器的一次侧入口之间的管道上。

图3是本发明实施例强迫循环实验系统示意图，在图3中，GLV为手动截止阀 ，SV为安全阀，CKV为止回阀，MCTV为手动调节阀，EQOV为电动快开阀，ECTV为电动调节阀，PCTV为气动调节阀，EQCV为电动快关阀，BV为低压球阀。如图3所示，在本发明一个实施例中，所述强迫循环实验系统由运动试验台台上和运动试验台台下两部分构成，其中，主泵及相应的连接管路阀门布置于运动试验台台下，稳压器、换热器、预热器、流量计及相应的管路阀门布置于运动试验台台上。

由以上实施例可以看出，本发明的外力场对热工安全影响确定方法至少实现了以下有益效果：

1、本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统安全设计提供了支撑。

2、本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统安全运行提供了保障。

3、通过此方法获得的瞬变外力场对核反应堆全运行工况下堆芯热工安全的影响因子可以进一步提高反应堆系统的综合性能。

需要说明的是，在附图的流程图示出的步骤可以在诸如一组计算机可执行指令的计算机系统中执行，并且，虽然在流程图中示出了逻辑顺序，但是在某些情况下，可以以不同于此处的顺序执行所示出或描述的步骤。

基于同一发明构思，本发明实施例还提供了一种外力场对热工安全影响确定装置，可以用于实现上述实施例所描述的外力场对热工安全影响确定方法，如下面的实施例所述。由于外力场对热工安全影响确定装置解决问题的原理与外力场对热工安全影响确定方法相似，因此外力场对热工安全影响确定装置的实施例可以参见外力场对热工安全影响确定方法的实施例，重复之处不再赘述。以下所使用的，术语“单元”或者“模块”可以实现预定功能的软件和/或硬件的组合。尽管以下实施例所描述的装置较佳地以软件来实现，但是硬件，或者软件和硬件的组合的实现也是可能并被构想的。

图5是本发明实施例外力场对热工安全影响确定装置的结构框图，如图5所示，在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定装置包括：

分析方法建立单元101，用于建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；

实验开展单元102，用于根据确定出的需要开展的实验类型及规模，建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；

影响因子确定单元103，用于基于通过开展实验获得的物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。

在本发明一个实施例中，所述物理参数包括：临界热流密度、流动失稳对应的功率、实验对象的流量、实验对象的温度、实验对象的压力以及出口含气率中的至少一种。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，包括：多重不稳定耦合外力场条件下堆芯热工安全分析方法；

通过所述的多重不稳定耦合外力场条件下堆芯热工安全分析方法获得的瞬变外力场水工质的单相、两相流动传热计算模型和本构关系式、流动失稳触发机制及边界计算关系式、沸腾临界触发机制及计算关系式以及无量纲准则数用于表征瞬变外力场对全运行工况热工水力特性的影响。

在本发明一个实施例中，所述无量纲准则数包括：倾斜浮力数、升潜附加力数、摇摆附加力数以及摇摆浮升力数。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，包括：瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法；

通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，包括：对于矩形冷却剂通道燃料堆芯，瞬变外力场强迫循环工况下并联矩形流动失稳边界所对应的出口含汽率限值随着入口过冷度变化呈非单调影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：瞬变外力场动态自反馈条件下并联矩形流动失稳边界所对应的出口含汽率限值随着流量变化呈非单调影响。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：无论采用何种结构的堆芯冷却剂通道，瞬变外力场全运行工况下沸腾临界是存在并且唯一的。

在本发明一个实施例中，通过所述的瞬变外力场对全运行工况下热工安全的作用机制分析方法得到的分析结果，还包括：瞬变外力场全运行工况下并联冷却剂通道内流动失稳和沸腾临界的发生次序在不同运行参数区间存在变化。

在本发明一个实施例中，所述的瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法中的实验装置，满足堆芯进出口热工水力学实验条件的要求，满足实验回路阻力分布与原型一致的要求，满足热工水力实验操控特性的要求，以及满足运动实验平台性能的要求。

在本发明一个实施例中，所述的瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，实验段能承受高温高压条件和电磁学性能，实验中测点布置需要有足够的代表性，测量仪表响应速度和数据采集速度需要满足热工水力参数需求。

在本发明一个实施例中，所述影响因子确定单元103，包括：

影响程度确定模块，用于针对典型堆芯结构开展典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到所述影响程度。

在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定装置，还包括：

数据发送单元，用于将所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子输入到预设的瞬变外力场热工安全分析平台，所述瞬变外力场热工安全分析平台用于对核动力装置一回路进行建模，并基于所述瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子分析设计条件的核动力装置的安全特性。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场热工安全分析平台，采用FORTRAN 90语言进行模块化编程，程序按照模块功能分为数据输入输出模块、设备计算模块、数值计算模块以及辅助模块，并按照相应的计算流程对各模块进行联立求解。

在本发明一个实施例中，所述的设备计算模块，为核动力装置一回路主要设备的数学物理模型，包括：堆芯模块、主泵模块、蒸汽发生器模块、稳压器模块以及管道模块。

在本发明一个实施例中，所述辅助模块，包括：物性模块、流动换热模块、瞬变外力场模块以及安全分析模块。

在本发明一个实施例中，所述瞬变外力场热工安全分析平台，采用并联多通道模型，并采用SIMPLE算法来求解堆芯各物理场的分布情况，同时考虑到系统程序的计算效率，一回路其他设备采用一维数学物理模型进行模拟，并通过Gear算法来实现控制体中各物理场的数值计算。

在本发明一个实施例中，本发明的外力场对热工安全影响确定装置，还包括：

触发次序确定单元，用于通过瞬变外力场热工安全分析平台对应用对象进行分析，通过逐级提高功率的方法确定沸腾临界现象和流动不稳定性现象在全工况范围内的触发次序。

如图6所示，在本发明一个实施例中，本发明的实验开展单元102，具体包括：

自然循环实验开展模块201，用于在自然循环实验系统上开展针对典型堆芯结构在典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到自然循环工况下的物理参数。

强迫循环实验开展模块202，用于在强迫循环实验系统上开展针对典型堆芯结构在典型瞬变外力场条件下的流动传热实验、临界热流密度实验和流动稳定性实验，得到强迫循环工况下的物理参数。

在本发明一个实施例中，所述自然循环实验系统为全自然循环系统，整个实验回路中不设置循环泵；所述自然循环实验系统包括：稳压器、换热器、预热器、调节阀、模拟件、流量计以及连接管道；所述换热器水平布置于实验回路最高处；所述调节阀、所述流量计与所述预热器水平布置于实验回路最低处，且所述换热器的一次侧出口与所述调节阀的入口通过管道连接，所述调节阀的出口与所述流量计的入口通过管道连接，所述流量计的出口与所述预热器的入口通过管道连接，所述模拟件垂直布置于运动台面，所述模拟件的入口与所述预热器的出口通过管道连接，所述模拟件的出口与所述换热器的一次侧入口通过管道连接，所述稳压器通过管道连接至所述模拟件的出口与所述换热器的一次侧入口之间的管道上。

在本发明一个实施例中，所述强迫循环实验系统由运动试验台台上和运动试验台台下两部分构成，其中，主泵及相应的连接管路阀门布置于运动试验台台下，稳压器、换热器、预热器、流量计及相应的管路阀门布置于运动试验台台上。

为了实现上述目的，根据本申请的另一方面，还提供了一种核反应堆，本发明提供的核反应堆，为基于采用上述任意一项实施例所述的外力场对热工安全影响确定方法确定出的影响因子设计出的。

在本发明一个实施例中，所述核反应堆以轻水为冷却剂和慢化剂。

在本发明一个实施例中，所述核反应堆能够在强迫循环工况下以及动态自反馈条件下运行。

在本发明一个实施例中，所述核反应堆包含：堆芯、蒸汽发生器、稳压器以及相应的阀门和管路。

在本发明一个实施例中，所述堆芯采用棒束燃料元件或者矩形冷却剂通道燃料元件。

在本发明一个实施例中，所述稳压器采用蒸汽稳压器或者氮气稳压器；所述稳压器布置于所述堆芯的出口与所述蒸汽发生器之间。

在本发明一个实施例中，所述核反应堆能够安全运行在瞬变外力场环境中。

为了实现上述目的，根据本申请的另一方面，还提供了一种计算机设备。如图7所示，该计算机设备包括存储器、处理器、通信接口以及通信总线，在存储器上存储有可在处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现上述实施例方法中的步骤。

处理器可以为中央处理器（Central Processing Unit，CPU）。处理器还可以为其他通用处理器、数字信号处理器（Digital Signal Processor，DSP）、专用集成电路（Application Specific Integrated Circuit，ASIC）、现场可编程门阵列（Field-Programmable Gate Array，FPGA）或者其他可编程逻辑器件、分立门或者晶体管逻辑器件、分立硬件组件等芯片，或者上述各类芯片的组合。

存储器作为一种非暂态计算机可读存储介质，可用于存储非暂态软件程序、非暂态计算机可执行程序以及单元，如本发明上述方法实施例中对应的程序单元。处理器通过运行存储在存储器中的非暂态软件程序、指令以及模块，从而执行处理器的各种功能应用以及作品数据处理，即实现上述方法实施例中的方法。

存储器可以包括存储程序区和存储数据区，其中，存储程序区可存储操作系统、至少一个功能所需要的应用程序；存储数据区可存储处理器所创建的数据等。此外，存储器可以包括高速随机存取存储器，还可以包括非暂态存储器，例如至少一个磁盘存储器件、闪存器件、或其他非暂态固态存储器件。在一些实施例中，存储器可选包括相对于处理器远程设置的存储器，这些远程存储器可以通过网络连接至处理器。上述网络的实例包括但不限于互联网、企业内部网、局域网、移动通信网及其组合。

所述一个或者多个单元存储在所述存储器中，当被所述处理器执行时，执行上述实施例中的方法。

上述计算机设备具体细节可以对应参阅上述实施例中对应的相关描述和效果进行理解，此处不再赘述。

为了实现上述目的，根据本申请的另一方面，还提供了一种计算机可读存储介质，所述计算机可读存储介质存储有计算机程序，所述计算机程序在计算机处理器中执行时实现上述外力场对热工安全影响确定方法中的步骤。本领域技术人员可以理解，实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的程序可存储于一计算机可读取存储介质中，该程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。其中，所述存储介质可为磁碟、光盘、只读存储记忆体（Read-Only Memory，ROM）、随机存储记忆体（RandomAccessMemory，RAM）、快闪存储器（Flash Memory）、硬盘（HardDisk Drive，缩写：HDD）或固态硬盘（Solid-State Drive，SSD)等；所述存储介质还可以包括上述种类的存储器的组合。

为了实现上述目的，根据本申请的另一方面，还提供了一种计算机程序产品，包括计算机程序/指令，该计算机程序/指令被处理器执行时实现上述外力场对热工安全影响确定方法的步骤。

显然，本领域的技术人员应该明白，上述的本发明的各模块或各步骤可以用通用的计算装置来实现，它们可以集中在单个的计算装置上，或者分布在多个计算装置所组成的网络上，可选地，它们可以用计算装置可执行的程序代码来实现，从而，可以将它们存储在存储装置中由计算装置来执行，或者将它们分别制作成各个集成电路模块，或者将它们中的多个模块或步骤制作成单个集成电路模块来实现。这样，本发明不限制于任何特定的硬件和软件结合。

以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。