CN117252045B - 反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统 - Google Patents

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Abstract

本申请公开了一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。该反应堆堆芯参数的设计方法包括：获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数；根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度；基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子；获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；根据第一出口含汽率和所述第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。

Description

反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统
技术领域
本申请属于核能科学与工程技术领域，尤其涉及一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。
背景技术
核能具有清洁、安全、经济效益好、续航时间长等优点，在海洋资源开发、浮动核电站和核能动力装置等领域具有广阔的前景，反应堆堆芯安全准则是核反应堆设计的重要依据。
然而，现有的核反应堆主要基于静止条件下的反应堆堆芯安全准则进行设计，没有考虑瞬变外力场条件对核反应堆的影响。基于现有反应堆堆芯安全准则设计的核反应堆，在瞬变外力场环境中易对运行安全造成威胁。
发明内容
本申请实施例提供了一种反应堆堆芯参数的设计方法及核能动力系统，根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。
本申请实施例的一方面，提供一种反应堆堆芯参数的设计方法，该方法包括：
获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，目标条件包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件中的至少一种，热工水力参数包括流量、出口含汽率以及压力；
根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，目标关系式包括第一热流密度关系式和第二热流密度关系式中的至少一种，第一热流密度关系式为堆芯在静止条件下的热流密度关系式，第二热流密度关系式为堆芯在瞬变外力场条件下的热流密度关系式；
基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子中的至少一种；
获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；
根据第一出口含汽率和第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；
根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；
基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。
本申请实施例的一方面，提供一种核能动力系统，该系统包括：
反应堆堆芯，采用上述反应堆堆芯参数的设计方法设计得到的；
动态自反馈载热系统，包括：核反应堆、反应堆压力容器、蒸汽发生器、主循环泵以及主管道，主管道包括热段管道、冷段管道以及过渡段管道，核反应堆放于反应堆压力容器中，反应堆压力容器的第一端通过热段管道与蒸汽发生器的第二端连通，蒸汽发生器的第一端通过过渡段管道与主循环泵的第二端连通，主循环泵的第一端通过冷段管道与反应堆压力容器的第二端连通。
本申请实施例的一方面，提供一种反应堆堆芯参数的设计设备，该反应堆堆芯参数的设计设备包括：存储器及存储在存储器上并可在处理器上运行的程序或指令，程序或指令被处理器执行时实现如上述本申请实施例的任意一方面提供的反应堆堆芯参数的设计方法。
本申请实施例的一方面，提供一种可读存储介质，可读存储介质上存储程序或指令，程序或指令被处理器执行时实现如上述本申请实施例的任意一方面提供的反应堆堆芯参数的设计方法。
本申请实施例的一方面，提供一种计算机程序产品，计算机程序产品中的指令由电子设备的处理器执行时，使得电子设备执行如上述本申请实施例的任意一方面提供的反应堆堆芯参数的设计方法。
本申请实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法中，预先设置包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件的目标条件，获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，根据热工水力参数确定目标条件下的目标热流密度，根据目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，其中，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，综合考虑了瞬变外力场对沸腾临界的宏观影响、微观影响以及堆芯非均匀度对沸腾临界的影响；然后获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数，考虑了瞬变外力场对流动失稳的影响；然后根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则，根据反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。所以，本申请实施例在设计反应堆堆芯时，考虑了瞬变外力场对核反应堆的沸腾临界和流动失稳的影响，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。
附图说明
为了更清楚地说明本申请实施例的技术方案，下面将对本申请实施例中所需要使用的附图作简单的介绍，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。
图1是本申请一个实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法的流程示意图；
图2是本申请另一个实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法的流程示意图；
图3是本申请再一个实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法的流程示意图；
图4是本申请又一个实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法的流程示意图；
图5是本申请一个实施例提供的第一热流密度的确定方法的流程示意图；
图6是本申请另一个实施例提供的第一热流密度的确定方法的流程示意图；
图7是本申请再一个实施例提供的第一热流密度的确定方法的流程示意图；
图8是本申请一个实施例提供的核能动力系统的结构示意图；
图9是本申请另一个实施例提供的核能动力系统的结构示意图；
图10是本申请一个实施例提供的换热器的结构示意图；
图11是本申请一个实施例提供的传热管束的结构示意图；
图12是本申请一个实施例提供的U型传热管倒流监测装置的结构示意图；
图13是本申请又一个实施例提供的反应堆堆芯参数的设计设备的结构示意图。
具体实施方式
下面将详细描述本申请的各个方面的特征和示例性实施例，为了使本申请的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及具体实施例，对本申请进行进一步详细描述。应理解，此处所描述的具体实施例仅意在解释本申请，而不是限定本申请。对于本领域技术人员来说，本申请可以在不需要这些具体细节中的一些细节的情况下实施。下面对实施例的描述仅仅是为了通过示出本申请的示例来提供对本申请更好的理解。
需要说明的是，在本文中，诸如第一和第二等之类的关系术语仅仅用来将一个实体或者操作与另一个实体或操作区分开来，而不一定要求或者暗示这些实体或操作之间存在任何这种实际的关系或者顺序。而且，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者设备不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、物品或者设备所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括……”限定的要素，并不排除在包括所述要素的过程、方法、物品或者设备中还存在另外的相同要素。
另外，本申请技术方案中对数据的获取、存储、使用、处理等均符合国家法律法规的相关规定。
如背景技术部分所述，现有的核反应堆主要基于静止条件下的反应堆堆芯安全准则进行设计，没有考虑瞬变外力场条件对核反应堆的影响。根据此方法设计的反应堆堆芯，在瞬变外力场环境中易对运行安全造成威胁。
本申请的目的在于提供一种反应堆堆芯参数的设计方法及核能动力系统。本申请实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法中，预先设置包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件的目标条件，获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，根据热工水力参数确定目标条件下的目标热流密度，根据目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，其中，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，综合考虑了瞬变外力场对沸腾临界的宏观影响、微观影响以及堆芯非均匀度对沸腾临界的影响；然后获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数，考虑了瞬变外力场对流动失稳的影响；然后根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则，根据反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。所以，本申请实施例在设计反应堆堆芯时，考虑了瞬变外力场对核反应堆的沸腾临界和流动失稳的影响，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。
下面介绍本申请实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法及核能动力系统的具体实施例。下面首先对本申请实施例所提供的反应堆堆芯参数的设计方法进行介绍。
图1提供了一种反应堆堆芯参数的设计方法的流程示意图，该反应堆堆芯参数的设计方法可以包括S101至S107。
S101，获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，目标条件包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件中的至少一种，热工水力参数包括流量、出口含汽率以及压力；
S102，根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，目标关系式包括第一热流密度关系式和第二热流密度关系式中的至少一种，第一热流密度关系式为堆芯在静止条件下的热流密度关系式，第二热流密度关系式为堆芯在瞬变外力场条件下的热流密度关系式；
S103，基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子中的至少一种；
S104，获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；
S105，根据第一出口含汽率和第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；
S106，根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；
S107，基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。
以上为本申请反应堆堆芯参数的设计方法的实施例。利用本申请实施例提供的反应堆堆芯参数的设计方法，预先设置包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件的目标条件，获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，根据热工水力参数确定目标条件下的目标热流密度，根据目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，其中，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，综合考虑了瞬变外力场对沸腾临界的宏观影响、微观影响以及堆芯非均匀度对沸腾临界的影响；然后获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数，考虑了瞬变外力场对流动失稳的影响；然后根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则，根据反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。所以，本申请实施例在设计反应堆堆芯时，考虑了瞬变外力场对核反应堆的沸腾临界和流动失稳的影响，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。
下面介绍上述各个步骤的具体实现方式。
在一些实施例中，为了后续根据目标关系式确定目标热流密度。在S101中，需要获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，目标条件包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件中的至少一种，热工水力参数包括流量、出口含汽率以及压力。
作为S101的一种具体实现方式，可以具体为：沸腾临界是指由于沸腾机理的变化引起的换热系统的陡增，导致受热面的温度骤升的现象；热工水力参数是指在核反应堆运行过程中需要获取的相关参数，包括流量、出口含汽率以及压力；目标条件是指核反应堆堆芯处于的环境条件，包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件中的至少一种。
具体地，将核反应堆堆芯分别设置为静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件，分别获取各目标条件下发生沸腾临界现象时的流量、出口含汽率以及压力。
根据该实施例，获取在各目标条件下发生沸腾临界现象时的热工水力参数，有助于后续根据目标关系式确定目标热流密度。
在一些实施例中，为了后续确定沸腾临界的目标影响因子。在S102中，需要根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，目标关系式包括第一热流密度关系式和第二热流密度关系式中的至少一种，第一热流密度关系式为堆芯在静止条件下的热流密度关系式，第二热流密度关系式为堆芯在瞬变外力场条件下的热流密度关系式。
作为S102的一种具体实现方式，如图2所示，S102具体可以包括S201至S205：
S201，根据静止条件下的热工水力参数，通过第一热流密度关系式确定第一热流密度；
S202，根据瞬变外力场条件下的热工水力参数，通过第一热流密度关系式确定第二热流密度；
S203，根据瞬变外力场条件下的热工水力参数，通过第二热流密度关系式确定第三热流密度；
S204，根据堆芯均匀条件下的热工水力参数，通过目标热流密度关系式确定第四热流密度；
S205，根据堆芯非均匀条件下的热工水力参数，通过目标热流密度关系式确定第五热流密度。
在本实施例中，第一热流密度关系式为以下公式1：
公式1
其中，a1、a2、a3、a4、a5以及a6为通过实验数据拟合获得的系数，G为流量，P为压力，x为出口含汽率，exp为指数函数，为根据第一热流密度关系式确定的热流密度。
第二热流密度关系式为以下公式2：
公式2
其中，为根据瞬变外力场条件下的热工水力参数通过第一热流密度关系式确定的热流密度，/>为根据第二热流密度关系式确定的热流密度，为修正系数。
进一步的，修正系数通过以下公式3获得：
公式3
其中，c0、c1、c2以及c3为通过实验数据拟合获得的系数，为无量纲准则数运动附加力数，/>为无量纲准则数相对周期数，/>为出口含汽率。
进一步地，无量纲准则数运动附加力数通过以下公式4获得：
公式4
其中，为无量纲准则数运动附加力数，De为当量直径，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量，g 为重力加速度，T为运动周期，z为通道相对于运动轴的垂直方向的坐标，/>为角最大角度。
进一步地，无量纲准则数相对周期数通过以下公式5获得：
公式5
其中，为无量纲准则数相对周期数，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量，T为运动周期，L为加热通道长度。
具体地，将获取到的静止条件下的热工水力参数代入上述公式1，确定第一热流密度；将获取到的瞬变外力场条件下的热工水力参数代入上述公式1，确定第二热流密度；将获取到的瞬变外力场条件下的热工水力参数代入上述公式2，确定第三热流密度。
将获取到的堆芯均匀条件下的热工水力参数代入上述目标热流密度关系式，确定第四热流密度；将获取到的堆芯非均匀条件下的热工水力参数代入上述与第四热流密度对应的目标热流密度关系式，确定第五热流密度。
作为一种示例，将获取到的堆芯均匀条件下的热工水力参数代入上述公式1，确定第四热流密度；将获取到的堆芯非均匀条件下的热工水力参数对应代入公式1，确定第五热流密度。
根据该实施例，根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，有助于后续确定沸腾临界的目标影响因子。
在一些实施例中，为了后续确定反应堆的堆芯设计准则。在S103中，需要基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子中的至少一种。
作为S103的一种具体实现方式，如图3所示，S103具体可以包括S301至S303：
S301，根据第一热流密度和第二热流密度的比值，确定沸腾临界的宏观影响因子；
作为S301的一种具体实现方式，可以具体为：根据获取的第二热流密度与对应的第一热流密度，将第二热流密度除以第一热流密度获得的比值确定为沸腾临界的宏观影响因子。
S302，根据第二热流密度和第三热流密度的比值，确定沸腾临界的微观影响因子；
作为S302的一种具体实现方式，可以具体为：根据获取的第三热流密度与对应的第二热流密度，将第三热流密度除以第二热流密度获得的比值确定为沸腾临界的微观影响因子。
S303，根据第四热流密度和第五热流密度的比值，确定沸腾临界的非均匀度影响因子。
作为S302的一种具体实现方式，可以具体为：根据获取的第五热流密度与对应的第四热流密度，将第五热流密度除以第四热流密度获得的比值确定为沸腾临界的非均匀度影响因子。
根据该实施例，基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，有助于后续确定反应堆的堆芯设计准则。
在一些实施例中，为了后续确定流动失稳修正系数，在S104中，需要获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率。
作为S101的一种具体实现方式，可以具体为：流动失稳是指冷却剂流道之间不发生通道间的流量脉动的现象。具体地，将核反应堆堆芯分别设置为静止条件以及瞬变外力场条件，分别获取在静止条件以及瞬变外力场条件下发生流动失稳现象时的出口含汽率。
根据该实施例，获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率，有助于后续确定流动失稳修正系数。
在一些实施例中，为了后续确定反应堆的堆芯设计准则，在S105中，需要根据第一出口含汽率和第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数。
作为S105的一种具体实现方式，可以具体为：根据获取的瞬变外力场条件下的第二出口含汽率与对应的静止条件下的第一出口含汽率，将第二出口含汽率除以第一出口含汽率获得的各个比值中最小的比值确定为流动失稳修正系数。
具体地，流动失稳修正系数可通过以下公式6获得：
公式6
其中，为流动失稳修正系数，/>为瞬变外力场条件下的第二出口含汽率，/>为静止条件下的第二出口含汽率。
根据该实施例，根据第一出口含汽率和第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数，有助于后续确定反应堆的堆芯设计准则。
在一些实施例中，为了后续基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。在S106中，需要根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则。
作为S106的一种具体实现方式，如图4所示，S106具体可以包括S401至S404：
S401，根据宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，确定沸腾临界的环境影响因子和沸腾临界修正系数；
S402，根据环境影响因子以及沸腾临界修正系数，对堆芯的临界热流密度比进行修正，得到目标临界热流密度比；
S403，根据流动失稳修正系数，对堆芯的出口含汽率进行修正，得到目标出口含汽率；
S404，根据目标临界热流密度比和目标出口含汽率，确定反应堆的堆芯设计准则。
根据该实施例，通过沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则，有助于后续基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。
下面介绍上述S401至S404的具体实现方式。
为了后续得到目标临界热流密度比，在S401中，需要根据宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，确定沸腾临界的环境影响因子和沸腾临界修正系数。
作为S401的一种具体实现方式，可以具体为：
通过以下公式7，确定沸腾临界的环境影响因子：
公式7
其中，K为沸腾临界的环境影响因子，为沸腾临界的宏观影响因子，/>为沸腾临界的微观影响因子，/>为沸腾临界的非均匀度影响因子。
通过以下公式8，确定沸腾临界修正系数：
公式8
其中，为沸腾临界的宏观影响因子，/>为沸腾临界的微观影响因子，R为沸腾临界修正系数。
根据该实施例，根据宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子，确定沸腾临界的环境影响因子和沸腾临界修正系数，有助于后续得到目标临界热流密度比。
为了后续确定反应堆的堆芯设计准则，在S402中，需要根据环境影响因子以及沸腾临界修正系数，对堆芯的临界热流密度比进行修正，得到目标临界热流密度比。
作为S402的一种具体实现方式，可以具体为：
通过以下公式9，确定目标临界热流密度比：
公式9
其中，为目标临界热流密度比，/>为临界热流密度比中的最小值，R为沸腾临界修正系数。
进一步地，临界热流密度比DNBR可以通过以下公式10确定：
公式10
其中，DNBR为临界热流密度比，为静止条件下轴向均匀的临界热流密度，为实际各处的热流密度，K为沸腾临界的环境影响因子。
根据该实施例，根据环境影响因子以及沸腾临界修正系数，对堆芯的临界热流密度比进行修正，得到目标临界热流密度比，有助于后续确定反应堆的堆芯设计准则。
为了后续确定反应堆的堆芯设计准则，在S403中，需要根据流动失稳修正系数，对堆芯的出口含汽率进行修正，得到目标出口含汽率。
作为S403的一种具体实现方式，可以具体为：
通过以下公式11，确定目标出口含汽率：
公式11
其中，为目标出口含汽率，/>为静止条件下的出口含汽率，f是流动失稳修正系数。
根据该实施例，根据流动失稳修正系数，对堆芯的出口含汽率进行修正，得到目标出口含汽率，有助于后续确定反应堆的堆芯设计准则。
为了后续基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。在S404中，需要根据目标临界热流密度比和目标出口含汽率，确定反应堆的堆芯设计准则。
作为S403的一种具体实现方式，可以具体为：反应堆的堆芯设计准则包括如下四大准则：
a）第一准则：
b）第二准则：（或/>）
c）第三准则：
d）第四准则：
其中，为整个堆芯内的最小临界热流密度比，C为大于1的预设规定值，是堆芯最热通道出口含汽率，/>是堆芯出口界限含汽率，/>为堆芯出口过冷度，为堆芯出口过冷度限值，/>为堆芯进出口温差，CT为堆芯最大进出口温差限值，为蒸汽发生器二次侧压力，CP为蒸汽发生器二次侧压力限值。
根据目标临界热流密度比，对第一准则进行修正，以目标临界热流密度比替换整个堆芯内的最小临界热流密度比；根据目标出口含汽率，对第二准则进行修正，以目标出口含汽率替换堆芯出口界限含汽率/>，将修正后的四大准则确定为反应堆的堆芯设计准则。
根据该实施例，根据目标临界热流密度比和目标出口含汽率，确定反应堆的堆芯设计准则，有助于后续基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。
在一些实施例中，为了确定第一热流密度。如图5所示，本申请实施例提供第一热流密度的另一种获取方式，具体包括以下步骤S501至S502：
S501，根据流道内的流型，确定目标沸腾临界模型，其中，流道内的流型包括泡状流以及环状流，目标沸腾临界模型包括基于微液层蒸干机理的沸腾临界模型以及基于三流体蒸干机理的沸腾临界模型；
作为S501的一种具体实现方式，可以具体为：根据流通管道内蒸汽的流型，确定对应的目标沸腾临界模型，其中，在流通管道内蒸汽的流型为泡状流的情况下，确定目标沸腾临界模型为基于微液层蒸干机理的沸腾临界模型；在流通管道内蒸汽的流型为环状流的情况下，确定目标沸腾临界模型为基于三流体蒸干机理的沸腾临界模型。
S502，通过目标沸腾临界模型，确定第一热流密度。
根据该实施例，根据流道内的流型，确定目标沸腾临界模型，有助于确定第一热流密度。
在一些实施例中，为了确定第一热流密度。在流道内的流型为泡状流，目标沸腾临界模型为基于微液层蒸干机理的沸腾临界模型的情况下，如图6所示，S502具体可以包括以下S601至S605：
S601，获取第一预设热流密度；
作为S601的一种具体实现方式，可以具体为：第一预设热流密度为根据目标沸腾临界模型预设的一个初始热流密度，具体地，根据目标沸腾临界模型，设置第一预设热流密度。
S602，根据第一预设热流密度，获取对应的热工水力参数；
作为S602的一种具体实现方式，可以具体为：根据设置的第一预设热流密度，采用均相流流型模拟流道内两相瞬态流场，以此获得流道内局部的热工水力参数。
S603，根据热工水力参数，通过目标沸腾临界模型获取液膜厚度；
作为S603的一种具体实现方式，可以具体为：根据流道内局部的热工水力参数，通过求解壁面附近的气泡特征和受力模型，可以获取气泡和壁面之间液膜的厚度，其中，气泡受到的径向平衡力包括蒸发力、侧面提升力、壁面润滑力以及马兰戈尼流力（Marangoni力）。
具体地，气泡的直径可以根据以下公式12确定：
公式12
其中，D B 为汽泡的直径，为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量，De为管道水力当量直径，g 为重力加速度，σ 为表面张力，C 9 为经验系数。
气泡的速度可以根据以下公式13确定：
公式13
其中，为气泡的速度，U BL 为气泡中心线所处的径向位置处的主流速度，/>为气泡的长度，g 为重力加速度，θ 为管道倾斜角度，a a 为附加加速度场的轴向分量，t为时间，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，C D 为拖拽系数。
气泡的长度可以根据以下公式14确定：
公式14
其中，为气泡的长度，σ 为表面张力，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，为气泡的速度。
S604，在液膜厚度不小于预设阈值的情况下，台阶式提升第一预设热流密度，直至第一预设热流密度对应的液膜厚度小于预设阈值；
作为S604的一种具体实现方式，可以具体为：根据获取的液膜厚度，判断是否小于预设阈值，在不小于预设阈值的情况下，台阶式提升第一预设热流密度，根据上述步骤重新获取液膜厚度，直至获取的液膜厚度小于预设阈值。作为一种示例，在液膜厚度δ≥1.0×10-8的情况下，台阶式提升第一预设热流密度，重新获取对应的液膜厚度，直至获取的液膜厚度δ＜1.0×10-8。
S605，在液膜厚度小于预设阈值的情况下，确定液膜厚度对应的第一预设热流密度为第一热流密度。
作为S605的一种具体实现方式，可以具体为：在液膜厚度小于预设阈值的情况下，将此时对应的第一预设热流密度确定为第一热流密度。
根据该实施例，通过获取第一热流密度，有助于确定第一热流密度。
在一些实施例中，为了确定第一热流密度。在流道内的流型为环状流，目标沸腾临界模型为基于三流体蒸干机理的沸腾临界模型的情况下，如图7所示，S502具体可以包括以下S701至S706：
S701，获取环状流起始点；
S702，根据环状流起始点的热流密度，确定第二预设热流密度，其中，第二预设热流密度不低于环状流起始点的热流密度；
S703，根据第二预设热流密度，获取对应的热工水力参数；
S704，根据热工水力参数，通过目标沸腾临界模型获取液膜厚度；
S705，在液膜厚度不小于预设阈值的情况下，台阶式提升第二预设热流密度，直至第二预设热流密度对应的液膜厚度小于预设阈值；
S706，在液膜厚度小于预设阈值的情况下，确定液膜厚度对应的第二预设热流密度为第一热流密度。
根据该实施例，通过获取第一热流密度，有助于确定第一热流密度。
其中，S703至S706的过程与S602至S605的过程相同，具体可以参见S601至S605的描述，为简洁描述，此处不再赘述。
下面对上述S701至S702进行说明，具体如下所示：
作为S701的一种具体实现方式，可以具体为：环状流起始点可以根据以下公式15确定：
公式15
其中，为环状流起始点对应的出口含汽率，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，De为管道直径，g 为重力加速度，G为流量。
作为S702的一种具体实现方式，可以具体为：获取环状流起始点之后，根据环状流起始点的热流密度，确定一个不低于环状流起始点的热流密度为第二预设热流密度。
在本申请实施例中，可通过建立瞬变外力场条件下的上述沸腾临界的机理模型，从而获取第三热流密度。
基于上述反应堆堆芯参数的设计方法，本申请还提供了核能动力系统的具体实现方式，如图8所示，提供了核能动力系统的结构图。
在本申请实施例中，核能动力系统包括动态自反馈载热系统，在动态自反馈载热系统中，核反应堆1放于反应堆压力容器2中，反应堆压力容器2的第一端通过热段管道102与蒸汽发生器3的第二端连通，蒸汽发生器3的第一端通过过渡段管道103与主循环泵4的第二端连通，主循环泵4的第一端通过冷段管道101与反应堆压力容器2的第二端连通。
具体地，核反应堆1在反应堆压力容器2中进行裂变产生热量，通过热段管道102传输至蒸汽发生器3，蒸汽发生器3将获取的热量用于供能，并将剩余热量通过过渡段管道103传输至主循环泵4，主循环泵4将剩余热量通过冷段管道101传输回反应堆压力容器，从而构成一个循环。
在一些实施例中，如图9所示，提供了核能动力系统的另一结构图，在本申请一实施例中，动态自反馈载热系统还包括稳压器7，稳压器7通过波动管11与热段管道102连通。作为一种示例，稳压器可以为蒸汽稳压器和氮气稳压器中的任意一种。
在一些实施例中，如图9所示，动态自反馈载热系统还包括电加热调控器22，电加热调控器22设置于热段管道102上，用于电加热使反应堆出口流体变为两相流体，以增加冷热流体密度差。
在一些实施例中，如图9所示，动态自反馈载热系统还包括流量测量装置8，流量测量装置8设置于过渡段管道103上，流量测量装置8的第一端与主循环泵4的第二端连通，流量测量装置8的第二端与蒸汽发生器3的第一端连通。作为一种示例，流量测量装置8采用宽量程文丘里流量计，用于测量不同堆芯功率下的动态自反馈流量，文丘里流量计采用渐缩渐扩结构，可避免因流场突变引起的涡流，局部阻力系数小于1.0，流量测量装置8可测量的最低流速为0.1m/s，可监测极低功率下的动态自反馈流量，有利于拓展动态自反馈运行范围。
在一些实施例中，如图9所示，动态自反馈载热系统还包括汽轮机23和发电机24，汽轮机23的第一端与蒸汽发生器3的主蒸汽管线20连通，发电机24与汽轮机23的第二端连通，蒸汽发生器3中的蒸汽进入汽轮机和发电机发电，实现用户供电。
在一些实施例中，如图9所示，动态自反馈载热系统还包括汽水冷凝器25和大温差换热器26，汽水冷凝器25的第一端与蒸汽发生器26的第三端连通，大温差换热器26与汽水冷凝器25的第二端连通，通过蒸汽释放的热量实现用户供热。
在本申请实施例中，上述动态自反馈载热系统在核反应堆调峰运行工况下有单相动态自反馈和两相动态自反馈两种方式进行热量传输。
具体地，调峰运行工况存在低功率稳定运行和高功率稳定运行两种基本工况。在低功率稳定运行工况下，动态自反馈载热系统采用单相动态自反馈方式完成热量传输。在高功率稳定运行工况下，动态自反馈载热系统采用两相动态自反馈方式，完成热量传输。
在低功率稳定运行工况下，采用单相动态自反馈运行，通过调节堆芯功率，提高堆芯流体温度，利用蒸汽发生器一次侧低温高密度流体与堆芯高温低密度流体之间的密度差以及堆芯与蒸汽发生器之间的高度差，提供单相动态自反馈驱动力，用以克服动态自反馈载热系统单相流动阻力，实现单相动态自反馈运行和热量传输。
作为一种示例，动态自反馈载热系统在堆芯功率低于10%额定功率的调峰运行工况或主泵故障工况下采用单相动态自反馈。首先，将稳压器7与动态自反馈载热系统连通，在给定的堆芯功率下（即<2%额定功率）使冷却剂按照一定速率升温升压。升温过程中，冷却剂在主循环泵4的作用下在管道中循环流动，使堆芯热量能够均匀分配给系统各部分流体。保持二回路给水阀24和主蒸汽阀24关闭。待一回路温度超过120℃且蒸汽发生器3二次侧产生蒸汽后，打开主蒸汽阀22。待一回路温度达到180℃，压力达到设计的运行压力且各主要参数稳定时，关闭主循环泵4，将运行方式由强迫循环切换到动态自反馈。增加堆芯加热功率至需求功率，使动态自反馈载热系统在需求功率下进行单相动态自反馈。
在高功率稳定运行工况下，采用两相动态自反馈运行，通过调节堆芯功率，使堆芯内冷却剂加热至接近饱和，为控制冷却剂反应性可控，必须保证堆芯内冷却剂处于单相状态，调节电加热调控器，使热段流体含汽并控制其含汽率，利用蒸汽发生器一次侧高密度流体与堆芯和热段管道低密度流体之间的密度差以及堆芯与蒸汽发生器之间的高度差，提供两相动态自反馈驱动力，用以克服动态自反馈载热系统两相流动阻力，实现两相动态自反馈运行和热量传输。
作为一种示例，动态自反馈载热系统在堆芯功率大于10%额定功率的工况下采用两相动态自反馈。首先，按照上述步骤建立单相动态自反馈，待单相动态自反馈达到稳定后，缓慢增加堆芯加热功率，同时监测堆芯出口冷却剂温度，待出口过冷度降低至30°时，停止增加功率，将稳压器7液位排至60%，维持稳定运行10分钟。然后，继续增加堆芯功率并分别在过冷度 20℃、10℃和接近饱和时对稳压器7排水，最终使稳压器液位降低至30%。在堆芯出口冷却剂接近饱和时，通过流量测量装置8实时监控动态自反馈流量，若出现振幅为5%的周期性振荡或10%以上的流量偏移，立即降低堆芯功率，使堆芯出口温度降低至饱和温度以下，若无上述现象，则开启电加热调控器22，使热段管道内冷却剂含汽，并调整电加热功率建立两相动态自反馈。
在本申请实施例中，在全场断电事故工况下，可采用上述动态自反馈载热系统以及非能动余热排热系统耦合的多动态自反馈耦合方式导出反应堆堆芯产生的热量。具体地，核能动力系统还包括非能动余热排热系统，非能动余热排热系统包括换热器5，换热器5上设置有蒸汽入口和蒸汽出口，换热器的蒸汽入口与动态自反馈载热系统的热段管道102连通，换热器的蒸汽出口与动态自反馈载热系统的冷段管道101连通，换热器上还设置有冷却液入口和冷却液出口。
具体地，如图10所示，提供了换热器的结构图。其中，换热器5包括蒸汽入口501、入口腔室502、传热管束503、出口腔室504、蒸汽出口505、冷却液入口506、内壳507、外壳508、冷却液出口509、堆舱510以及热阱511。作为一个示例，蒸汽入口501与动态自反馈载热系统的热段管道102连通，在动态自反馈载热系统发生故障的情况下，接收热段管道102中的蒸汽，传输至入口腔室502，冷却液入口506传输冷却液至换热器中，传热管束503将入口腔室502中的热量传输至换热器中的冷却液处，在将入口腔室502中蒸汽的热量全部导出的情况下，将已导出热量的蒸汽传输至出口腔室504，再通过蒸汽出口505传输回动态自反馈载热系统的热段管道101。同时冷却液通过冷却液出口509排出。
在本申请实施例中，如图11所示，传热管束503外壁设置向外延伸的金属突起结构3-1，金属突起结构3-1端部为正对来流的尖状结构3-1-1，金属突起结构3-1与传热管束503外壁面的夹角A是30至60度。作为一个示例，相邻的换热管束的管子中心之间的距离为换热管束外管直径的1 .7至2 .5倍，金属突起结构3-1的端部的尖状结构3-1-1距离换热管束503的外管壁的距离h为外管直径的0 .4至0 .6倍。换热管束503外部设置端部为尖状的杆，可在气液两相流流动中破坏层流底层并刺破汽泡，实现强化传热，突起结构尺寸细小，不会增加壳程流动阻力。其中，金属突起结构3-1为多个，金属突起结构的分布密度M作为距离进口通道6的函数F（S），即M=F(S) ，在同一根换热管束503上， F’(S)>0，其中F’(S)是F（S）的一次导数。即沿着冷流体的流动方向，金属突起结构3-1的分布密度越来越大。
作为一种示例，在全场断电事故工况下采用多系统耦合的动态自反馈方式导出堆芯热量。在全场断电事故工况下，主给水管线20和主蒸汽管线21隔离，蒸汽发生器3丧失冷却能力，冷却剂在反应堆压力容器模拟体2中经核反应堆1加热后，其中一部分流经蒸汽发生器3，另一部分流入排热器5被冷却后，两部分冷却剂在过渡段混合后，经过主循环泵4返回核反应堆1，在动态自反馈载热系统、动态自反馈排热系统中形成一次单相动态自反馈。同时，海水经进口段进入排热器5，被高温冷却剂加热沸腾后，经出口段返回大海，在非能动余热排热系统海水侧完成一次两相动态自反馈。堆芯热量通过动态自反馈载热系统、非能动余热排热系统一次侧系统中的单相动态自反馈、二次侧系统中的两相动态自反馈以及在排热器5耦合传热，以非能动的方式实现热量导出。
在一些实施例中，如图9所示，非能动余热排热系统还包括高中流速流量计9以及低流速流量计12，高中流速流量计9与换热器5的蒸汽入口连通，低流速流量计12与换热器5的蒸汽出口连通。
在一些实施例中，如图9所示，非能动余热排热系统还包括余排进口阻力调节装置10以及余排出口阻力调节装置13，余排进口阻力调节装置10与换热器5的蒸汽入口连通，余排出口阻力调节装置13与换热器5的蒸汽出口连通。
在一些实施例中，如图9所示，非能动余热排热系统还包括海水出口阻力调节装置14以及海水进口阻力调节装置17，海水出口阻力调节装置14与换热器5的冷却液出口连通，海水进口阻力调节装置17与换热器5的冷却液入口连通。
在一些实施例中，如图9所示，非能动余热排热系统还包括流型调控器15以及海水进口低流速流量计18，流型调控器15与换热器5的冷却液出口连通，海水进口低流速流量计18与换热器5的冷却液入口连通。
在一些实施例中，蒸汽发生器3上还设置有U型传热管倒流监测装置，如图12所示，U型传热管倒流监测装置包括二次侧壳体401、传热管402、温度传感器404、测温套管405、螺母406、密封件407、管座408、管板409以及一次侧壳体410。动态自反馈条件下流体驱动力较弱，蒸汽发生器部分U型管可能出现反向流动，对动态自反馈造成不利影响，需对蒸汽发生器一次侧U型传热管束进行监测，避免大量U型管倒流造成动态自反馈停滞。
作为一种示例，蒸汽发生器传热管倒流监测装置采用“四点式”布置方案， 单台监测装置由测温套管405、温度传感器404、管座408、密封件407和螺母406组成。测温套管405采用φ3.5×1mm柔性不锈钢管，温度传感器404采用φ1mm的铠装热电偶，密封件采用鼓形镍垫。在传热管进出口处，测温套管405一端点焊在传热管内壁30mm处，另一端由管座引出，穿过密封件407并通过螺母406压紧密封，并标记套管的长度，热电偶从测温套管405插入，在弯段处，测温套管一端沿传热管轴向插入传热管与其焊接，插入深度30mm，另一端由管座引出，穿过密封件407并通过螺母406压紧密封，并标记套管的长度，热电偶从测温套管405插入，由于测温套管405沿传热管轴向插入且标记了长度，因此可以保证热电偶不会接触到传热管内壁，确保测量的一定为流体温度。传热管进出口处和弯段进出口处的热电偶均与测温套管405在螺母406外侧进行银钎焊，将钎焊处高温熔化，将热电偶从测温套管与鼓形镍垫一起抽出，便可实现热电偶的拆除与更换。U型管倒流的判断方法为：通过测量装置获得待测U型管进出口温度，若进出口温度差值<5℃，则管内发生倒流。
图13示出了本申请实施例提供的反应堆堆芯参数的设计设备的硬件结构示意图。
反应堆堆芯参数的设计设备可以包括处理器1301以及存储有计算机程序指令的存储器1302。
具体地，上述处理器1301可以包括中央处理器（CPU），或者特定集成电路（Application Specific Integrated Circuit ，ASIC），或者可以被配置成实施本申请实施例的一个或多个集成电路。
存储器1302可以包括用于数据或指令的大容量存储器。举例来说而非限制，存储器1302可包括硬盘驱动器（Hard Disk Drive，HDD）、软盘驱动器、闪存、光盘、磁光盘、磁带或通用串行总线（Universal Serial Bus，USB）驱动器或者两个或更多个以上这些的组合。在合适的情况下，存储器1302可包括可移除或不可移除(或固定)的介质。在合适的情况下，存储器1302可在综合网关容灾设备的内部或外部。在特定实施例中，存储器1302是非易失性固态存储器。
存储器可包括只读存储器（ROM），随机存取存储器（RAM），磁盘存储介质设备，光存储介质设备，闪存设备，电汽、光学或其他物理/有形的存储器存储设备。因此，通常，存储器包括一个或多个编码有包括计算机可执行指令的软件的有形（非暂态）计算机可读存储介质（例如，存储器设备），并且当该软件被执行（例如，由一个或多个处理器）时，其可操作来执行参考根据本公开的一方面的方法所描述的操作。
处理器1301通过读取并执行存储器1302中存储的计算机程序指令，以实现上述实施例中的任意一种反应堆堆芯参数的设计方法。
在一个示例中，反应堆堆芯参数的设计设备还可包括通信接口1303和总线1310。其中，如图13所示，处理器1301、存储器1302、通信接口1303通过总线1310连接并完成相互间的通信。
通信接口1303，主要用于实现本申请实施例中各模块、装置、单元和/或设备之间的通信。
总线1310包括硬件、软件或两者，将反应堆堆芯参数的设计设备的部件彼此耦接在一起。举例来说而非限制，总线可包括加速图形端口（AGP）或其他图形总线、增强工业标准架构（EISA）总线、前端总线（FSB）、超传输（HT）互连、工业标准架构（ISA）总线、无限带宽互连、低引脚数（LPC）总线、存储器总线、微信道架构（MCA）总线、外围组件互连（PCI）总线、PCI-Express（PCI-X）总线、串行高级技术附件（SATA）总线、视频电子标准协会局部（VLB）总线或其他合适的总线或者两个或更多个以上这些的组合。在合适的情况下，总线310可包括一个或多个总线。尽管本申请实施例描述和示出了特定的总线，但本申请考虑任何合适的总线或互连。
另外，结合上述实施例中的反应堆堆芯参数的设计方法，本申请实施例可提供一种计算机存储介质来实现。该计算机存储介质上存储有计算机程序指令；该计算机程序指令被处理器执行时实现上述实施例中的任意一种反应堆堆芯参数的设计方法。
需要明确的是，本申请并不局限于上文所描述并在图中示出的特定配置和处理。为了简明起见，这里省略了对已知方法的详细描述。在上述实施例中，描述和示出了若干具体的步骤作为示例。但是，本申请的方法过程并不限于所描述和示出的具体步骤，本领域的技术人员可以在领会本申请的精神后，作出各种改变、修改和添加，或者改变步骤之间的顺序。
以上所述的结构框图中所示的功能块可以实现为硬件、软件、固件或者它们的组合。当以硬件方式实现时，其可以例如是电子电路、专用集成电路（ASIC）、适当的固件、插件、功能卡等等。当以软件方式实现时，本申请的元素是被用于执行所需任务的程序或者代码段。程序或者代码段可以存储在机器可读介质中，或者通过载波中携带的数据信号在传输介质或者通信链路上传送。“机器可读介质”可以包括能够存储或传输信息的任何介质。机器可读介质的例子包括电子电路、半导体存储器设备、ROM、闪存、可擦除ROM（EROM）、软盘、CD-ROM、光盘、硬盘、光纤介质、射频（RF）链路，等等。代码段可以经由诸如因特网、内联网等的计算机网络被下载。
还需要说明的是，本申请中提及的示例性实施例，基于一系列的步骤或者装置描述一些方法或系统。但是，本申请不局限于上述步骤的顺序，也就是说，可以按照实施例中提及的顺序执行步骤，也可以不同于实施例中的顺序，或者若干步骤同时执行。
上面参考根据本公开的实施例的方法、装置（系统）和计算机程序产品的流程图和/或框图描述了本公开的各方面。应当理解，流程图和/或框图中的每个方框以及流程图和/或框图中各方框的组合可以由计算机程序指令实现。这些计算机程序指令可被提供给通用计算机、专用计算机、或其它可编程数据处理装置的处理器，以产生一种机器，使得经由计算机或其它可编程数据处理装置的处理器执行的这些指令使能对流程图和/或框图的一个或多个方框中指定的功能/动作的实现。这种处理器可以是但不限于是通用处理器、专用处理器、特殊应用处理器或者现场可编程逻辑电路。还可理解，框图和/或流程图中的每个方框以及框图和/或流程图中的方框的组合，也可以由执行指定的功能或动作的专用硬件来实现，或可由专用硬件和计算机指令的组合来实现。
以上所述，仅为本申请的具体实施方式，所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为了描述的方便和简洁，上述描述的系统、模块和单元的具体工作过程，可以参考前述方法实施例中的对应过程，在此不再赘述。应理解，本申请的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本申请揭露的技术范围内，可轻易想到各种等效的修改或替换，这些修改或替换都应涵盖在本申请的保护范围之内。

Claims (30)

1.一种反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，包括：
获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数，所述目标条件包括静止条件、瞬变外力场条件、堆芯均匀条件以及堆芯非均匀条件中的至少一种，所述热工水力参数包括流量、出口含汽率以及压力；
根据所述热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，所述目标关系式包括第一热流密度关系式和第二热流密度关系式中的至少一种，所述第一热流密度关系式为堆芯在静止条件下的热流密度关系式，所述第二热流密度关系式为堆芯在瞬变外力场条件下的热流密度关系式；
基于所述目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，所述目标影响因子包括宏观影响因子、微观影响因子以及非均匀度影响因子中的至少一种，所述宏观影响因子用于表征瞬变外力场条件对热流密度造成的宏观影响，所述微观影响因子用于表征瞬变外力场条件对热流密度造成的微观影响，所述非均匀度影响因子用于表征堆芯的非均匀条件对热流密度造成的影响；
获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；
根据所述第一出口含汽率和所述第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数，所述流动失稳修正系数用于表征瞬变外力场条件下第二出口含汽率相较于静止条件下第一出口含汽率的变化情况；
根据所述沸腾临界的目标影响因子和所述流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；
基于所述反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。
2.根据权利要求1所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述根据所述热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度，包括：
根据所述静止条件下的热工水力参数，通过所述第一热流密度关系式确定第一热流密度；
根据所述瞬变外力场条件下的热工水力参数，通过所述第一热流密度关系式确定第二热流密度；
根据所述瞬变外力场条件下的热工水力参数，通过所述第二热流密度关系式确定第三热流密度；
根据所述堆芯均匀条件下的热工水力参数，通过所述目标关系式确定第四热流密度；
根据所述堆芯非均匀条件下的热工水力参数，通过所述目标关系式确定第五热流密度。
3.根据权利要求2所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述根据所述静止条件下的热工水力参数，通过所述第一热流密度关系式确定第一热流密度，包括：
根据流道内的流型，确定目标沸腾临界模型，其中，所述流道内的流型包括泡状流以及环状流，所述目标沸腾临界模型包括基于微液层蒸干机理的沸腾临界模型以及基于三流体蒸干机理的沸腾临界模型；
通过所述目标沸腾临界模型，确定第一热流密度。
4.根据权利要求3所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述流道内的流型为泡状流，所述目标沸腾临界模型为基于微液层蒸干机理的沸腾临界模型，
所述通过所述目标沸腾临界模型，确定第一热流密度，包括：
获取第一预设热流密度；
根据所述第一预设热流密度，获取对应的热工水力参数；
根据所述热工水力参数，通过所述目标沸腾临界模型获取液膜厚度；
在所述液膜厚度不小于预设阈值的情况下，台阶式提升所述第一预设热流密度，直至所述第一预设热流密度对应的液膜厚度小于预设阈值；
在所述液膜厚度小于预设阈值的情况下，确定所述液膜厚度对应的所述第一预设热流密度为第一热流密度。
5.根据权利要求3所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述流道内的流型为环状流，所述目标沸腾临界模型为基于三流体蒸干机理的沸腾临界模型，
所述通过所述目标沸腾临界模型，确定第一热流密度，包括：
获取环状流起始点；
根据所述环状流起始点的热流密度，确定第二预设热流密度，其中，所述第二预设热流密度不低于所述环状流起始点的热流密度；
根据所述第二预设热流密度，获取对应的热工水力参数；
根据所述热工水力参数，通过所述目标沸腾临界模型获取液膜厚度；
在所述液膜厚度不小于预设阈值的情况下，台阶式提升所述第二预设热流密度，直至所述第二预设热流密度对应的液膜厚度小于预设阈值；
在所述液膜厚度小于预设阈值的情况下，确定所述液膜厚度对应的所述第二预设热流密度为第一热流密度。
6.根据权利要求5所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述获取环状流起始点，包括：
根据以下公式确定环状流起始点：式中，/>为环状流起始点对应的出口含汽率，g 为重力加速度，De为管道直径，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量。
7.根据权利要求2所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述基于所述目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子，包括：
根据所述第一热流密度和所述第二热流密度的比值，确定沸腾临界的宏观影响因子；
根据所述第二热流密度和所述第三热流密度的比值，确定沸腾临界的微观影响因子；
根据所述第四热流密度和所述第五热流密度的比值，确定沸腾临界的非均匀度影响因子。
8.根据权利要求1所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述根据所述沸腾临界的目标影响因子和所述流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则，包括：
根据所述宏观影响因子、所述微观影响因子以及所述非均匀度影响因子，确定沸腾临界的环境影响因子和沸腾临界修正系数；
根据所述环境影响因子以及所述沸腾临界修正系数，对堆芯的临界热流密度比进行修正，得到目标临界热流密度比；
根据所述流动失稳修正系数，对堆芯的出口含汽率进行修正，得到目标出口含汽率；
根据所述目标临界热流密度比和所述目标出口含汽率，确定反应堆的堆芯设计准则。
9.根据权利要求8所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，根据所述宏观影响因子、所述微观影响因子以及所述非均匀度影响因子，确定沸腾临界的环境影响因子，包括：
根据以下公式确定沸腾临界的环境影响因子：式中，K为沸腾临界的环境影响因子，/>为沸腾临界的宏观影响因子，/>为沸腾临界的微观影响因子，/>为沸腾临界的非均匀度影响因子。
10.根据权利要求8所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，根据所述宏观影响因子、所述微观影响因子以及所述非均匀度影响因子，确定沸腾临界修正系数，包括：
根据以下公式确定沸腾临界修正系数：式中，/>为沸腾临界的宏观影响因子，/>为沸腾临界的微观影响因子，R为沸腾临界修正系数。
11.根据权利要求8所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述根据所述环境影响因子以及所述沸腾临界修正系数，对堆芯的临界热流密度比进行修正，得到目标临界热流密度比，包括：
根据以下公式确定目标临界热流密度比：
式中，DNBR为临界热流密度比，/>为静止条件下轴向均匀的临界热流密度，/>为实际各处的热流密度，K为沸腾临界的环境影响因子，为临界热流密度比中的最小值，R为沸腾临界修正系数，/>为目标临界热流密度比。
12.根据权利要求8所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述根据所述流动失稳修正系数，对堆芯的出口含汽率进行修正，得到目标出口含汽率，包括：
根据以下公式确定目标出口含汽率：式中，/>为目标出口含汽率，/>为静止条件下的出口含汽率，f是流动失稳修正系数。
13.根据权利要求1所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述第二热流密度关系式，包括：式中，a1、a2、a3、a4、a5以及a6为通过实验数据拟合获得的系数，G为流量，P为压力，x为出口含汽率，exp为指数函数，为根据第一热流密度关系式确定的热流密度。
14.根据权利要求1所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，所述第二热流密度关系式，包括：
式中，c0、c1、c2以及c3为通过实验数据拟合获得的系数，/>为无量纲准则数运动附加力数，/>为无量纲准则数相对周期数，/>为出口含汽率，/>为根据瞬变外力场条件下的热工水力参数通过第一热流密度关系式确定的热流密度，/>为根据第二热流密度关系式确定的热流密度，为修正系数。
15.根据权利要求14所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，根据以下公式确定无量纲准则数运动附加力数：/>式中，/>为无量纲准则数运动附加力数，De为当量直径，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量，g 为重力加速度，T为运动周期，z为通道相对于运动轴的垂直方向的坐标，/>为角最大角度。
16.根据权利要求14所述的反应堆堆芯参数的设计方法，其特征在于，根据以下公式确定无量纲准则数相对周期数：/>式中，/>为无量纲准则数相对周期数，/>为液相的密度，/>为汽相的密度，G为流量， T为运动周期，L为加热通道长度。
17.一种核能动力系统，其特征在于，包括：
反应堆堆芯，采用权利要求1至权利要求16任一项所述的反应堆堆芯参数的设计方法设计得到的；
动态自反馈载热系统，包括：核反应堆、反应堆压力容器、蒸汽发生器、主循环泵以及主管道，所述主管道包括热段管道、冷段管道以及过渡段管道，所述核反应堆放于所述反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器的第一端通过所述热段管道与所述蒸汽发生器的第二端连通，所述蒸汽发生器的第一端通过所述过渡段管道与所述主循环泵的第二端连通，所述主循环泵的第一端通过所述冷段管道与所述反应堆压力容器的第二端连通。
18.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述核能动力系统，还包括：非能动余热排热系统，所述非能动余热排热系统包括换热器，换热器上设置有蒸汽入口和蒸汽出口，所述换热器的蒸汽入口与所述动态自反馈载热系统的热段管道连通，所述换热器的蒸汽出口与所述动态自反馈载热系统的冷段管道连通，换热器上还设置有冷却液入口和冷却液出口。
19.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述动态自反馈载热系统还包括电加热调控器，所述电加热调控器设置于所述热段管道上。
20.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述动态自反馈载热系统还包括稳压器，所述稳压器通过波动管与所述热段管道连通。
21.根据权利要求20所述的核能动力系统，其特征在于，所述稳压器为蒸汽稳压器和氮气稳压器中的任意一种。
22.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述动态自反馈载热系统还包括流量测量装置，所述流量测量装置设置于所述过渡段管道上，所述流量测量装置的第一端与所述主循环泵的第二端连通，所述流量测量装置的第二端与所述蒸汽发生器的第一端连通。
23.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述蒸汽发生器采用U型传热管束。
24.根据权利要求23所述的核能动力系统，其特征在于，所述U型传热管束上设置倒流监测装置，用于监测传热管束的倒流情况。
25.根据权利要求18所述的核能动力系统，其特征在于，所述非能动余热排热系统还包括高中流速流量计以及低流速流量计，所述高中流速流量计与所述换热器的蒸汽入口连通，所述低流速流量计与所述换热器的蒸汽出口连通。
26.根据权利要求18所述的核能动力系统，其特征在于，所述非能动余热排热系统还包括余排进口阻力调节装置以及余排出口阻力调节装置，所述余排进口阻力调节装置与所述换热器的蒸汽入口连通，所述余排出口阻力调节装置与所述换热器的蒸汽出口连通。
27.根据权利要求17所述的核能动力系统，其特征在于，所述动态自反馈载热系统存在单相动态自反馈和两相动态自反馈两种热量传输方式。
28.根据权利要求27所述的核能动力系统，其特征在于，所述动态自反馈载热系统在低功率稳定运行工况下，采用所述单相动态自反馈的方式进行热量传输，所述动态自反馈载热系统在高功率稳定运行工况下，采用所述两相动态自反馈的方式进行热量传输。
29.一种反应堆堆芯参数的设计设备，其特征在于，所述设备包括：处理器以及存储有计算机程序指令的存储器；
所述处理器执行所述计算机程序指令时实现如权利要求1-16任意一项所述的反应堆堆芯参数的设计方法。
30.一种计算机可读存储介质，其特征在于，所述计算机可读存储介质上存储有计算机程序指令，所述计算机程序指令被处理器执行时实现如权利要求1-16任意一项所述的反应堆堆芯参数的设计方法。
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