用于核反应堆热工水力试验的模拟系统

技术领域

本申请属于核工程技术领域，尤其涉及一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统。

背景技术

核反应堆是指通过维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置，其具有能量集中、燃料费用低、环境污染小以及安全性高等特点。

随着技术的进步，核反应堆被广泛应用于发电、动力驱动等领域，从而造成核反应堆工作环境的变化，使反应堆被设置在如军舰、潜艇或者其他各种工作环境中，导致反应堆在工作过程中不仅受到重力的影响，还会受到其他的如惯性力等瞬变外力的影响，而重力和各瞬变外力的共同影响将对核反应堆中的液体介质的流动产生驱动或阻碍作用，从而使核反应堆中的流量、温度等热工参数产生波动，进而影响核反应堆的热工水力特性，而该热工水力特性对核反应堆的运行特性及安全性的影响尚未可知，因此，为了保证核反应堆安全可靠的运行，需要对核反应堆在瞬变外力的作用下的热工水力特性变化进行研究。

目前，一般通过摇摆台与核反应堆热工试验装置相结合来对瞬变外力环境中的核反应堆进行模拟试验，但是，上述模拟试验中，在对核反应堆热工试验装置中的热工参数进行检测后，还需要通过计算才能得到核反应堆的实际参数变化，而由于在计算过程中具有大量的假设和简化分析，从而会在一定程度上影响分析得到的核反应堆热工水力特性的可靠性。

发明内容

本申请实施例提供一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，能够提高对核反应堆热工水力特性的研究结果的可靠性。

一方面，本申请实施例提供一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，包括试验模拟子系统和环境模拟子系统，试验模拟子系统包括给水模块、流量检测模块和反应堆模拟模块，反应堆模拟模块包括模拟反应堆和换热单元，至少部分的换热单元设置于模拟反应堆的内部，给水模块通过流量检测模块与模拟反应堆连接，给水模块通过流量检测模块还与换热单元连接，流量检测模块用于检测给水模块和反应堆模拟模块之间的实际流量变化；环境模拟子系统包括驱动模块以及与驱动模块连接的工作台，试验模拟子系统安装于工作台上，驱动模块用于驱动工作台，并带动试验模拟子系统以至少两种自由度运动。

作为一个具体的实施方式，换热单元包括相互连通的蒸汽子单元和冷凝子单元，蒸汽子单元设置于模拟反应堆的内部，蒸汽子单元通过流量检测模块与给水模块连通，冷凝子单元通过流量检测模块与给水模块连通。

作为一个具体的实施方式，反应堆模拟模块还包括稳压单元，稳压单元的一端通过流量检测模块与给水模块连接，稳压单元的另一端与模拟反应堆连接。

作为一个具体的实施方式，流量检测模块包括多个检测单元，多个检测单元一一对应设置于给水模块靠近反应堆模拟模块的一侧的多个流通管道上。

作为一个具体的实施方式，检测单元包括节流结构、第一检测支路、第二检测支路和处理子单元，节流结构设置于给水模块靠近反应堆模拟模块的一侧的流通管道上；第一检测支路连通于节流结构的上游端和下游端之间，第一检测支路用于检测节流结构中的压差；第二检测支路连通于节流结构的上游端和下游端之间，第二检测支路用于检测节流结构中的外力影响因子；处理子单元与第一检测支路和第二检测支路分别连接，处理子单元用于根据节流结构中的压差和外力影响因子计算得到节流结构的实际流量变化。

作为一个具体的实施方式，第二检测支路包括依次连通的第一截止阀、第一检测件和第二截止阀，第一截止阀与节流结构的上游端连通，第二截止阀与节流结构的下游端连通，第一检测件与处理子单元连接。

作为一个具体的实施方式，模拟反应堆包括反应堆本体、设置于反应堆本体内部的堆芯模拟器、电源以及至少两个导电结构，电源的正极、堆芯模拟器以及电源的负极通过两个导电结构依次连接，堆芯模拟器、流量检测模块和给水模块依次连通，堆芯模拟器用于在电源的电流的作用下产生热能，导电结构用于在导电的同时对导电过程中电流产生的热量进行冷却，至少部分的换热单元设置于反应堆本体内部，以对堆芯模拟器产生的热能进行利用。

作为一个具体的实施方式，导电结构包括第一固定件、第二固定件以及连接于第一固定件和第二固定件之间的冷却件和多个导电件，所述第一固定件与电源的正极或负极连接，第二固定件与堆芯模拟器连接，冷却件用于在导电过程中冷却导电件。

作为一个具体的实施方式，导电结构还包括围绕设置于每个导电件外周的绝缘件，绝缘件上开设有多个开口，开口暴露至少部分的导电件，以提高冷却效果。

作为一个具体的实施方式，冷却件包括相互连通的冷却机和冷却管道，冷却管道连接于第一固定件和第二固定件之间，冷却管道上开设有多个流通孔，冷却机用于向冷却管道中输入冷却气，流通孔用于供冷却管道中的冷却气流通至每个导电件的开口处。

作为一个具体的实施方式，冷却管道为多个，多个冷却管道与多个导电件一一间隔设置。

作为一个具体的实施方式，堆芯模拟器包括释热元件、第一导电元件和第二导电元件，电源的正极、导电结构、第一导电元件和释热元件的输入端依次连接，电源的负极、导电结构、第二导电元件以及释热元件的输出端依次连接，第一导电元件和第二导电元件还通过流量检测模块与给水模块连通，释热元件用于在电流的作用下产生热能。

作为一个具体的实施方式，释热元件包括第一导电部件、第二导电部件以及设置于第一导电部件和第二导电部件之间的隔离部件和至少两个发热部件，隔离部件设置于两个发热部件之间，且贯穿第二导电部件，以将第二导电部件分隔为相互绝缘的输入端和输出端，第二导电部件的输入端与第一导电元件连接，第二导电部件的输出端与第二导电元件连接。

作为一个具体的实施方式，驱动模块包括依次连接的运动数据生成单元、状态控制单元和动作控制单元，运动数据生成单元用于生成运动数据并发送至状态控制单元，状态控制单元用于生成工作台运动信号并发送至动作控制单元，动作控制单元用于根据工作台运动信号驱动工作台运动。

本申请实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，通过试验模拟子系统中的反应堆模拟模块和给水模块模拟核反应堆的热工水力试验装置，并且，通过将试验模拟子系统安装于环境模拟子系统中的工作台上，当驱动模块驱动工作台运动的同时，工作台带动反应堆模拟子系统发生运动，从而模拟出核反应堆的热工水力试验装置在瞬变外力的作用下产生多种自由度运动时的状态，在此过程中，通过流量检测模块直接检测反应堆模拟模块和给水模块之间在运动过程中的实际流量变化，从而无需通过计算即可得到该实际流量变化，从而排除了计算过程中的各种误差因素对核反应堆热工水力特性的研究结果的影响，提高了研究结果的可靠性。

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是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统的结构示意图；

图2是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统的反应堆模拟模块的结构示意图；

图3是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的换热单元的结构示意图；

图4是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的稳压单元的结构示意图；

图5是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的给水模块的结构示意图；

图6是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的检测单元的结构示意图；

图7是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的导电结构的结构示意图；

图8是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的导电件的结构示意图；

图9是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的冷却件的部分结构示意图；

图10是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的堆芯模拟器的结构示意图；

图11是本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的驱动模块的结构示意图。

附图标号说明：

100、给水模块； 110、给水单元；120、微量补水单元；

111、储水结构； 112、给水泵；113、加热元件；

121、补水泵； 200、流量检测模块；211、节流结构；

212、第一检测支路； 2121、第二检测件； 213、第二检测支路；

2131、第一截止阀；2132、第一检测件； 2133、第二截止阀；

214、处理子单元； 300、反应堆模拟模块；310、模拟反应堆；

311、反应堆本体； 312、堆芯模拟器；3121、释热元件；

3121a、第一导电部件； 3121b、第二导电部件；3121c、隔离部件；

3121d、发热部件； 3122、第一导电元件； 3123、第二导电元件；

313、电源； 314、导电结构 3141、第一固定件；

3142、第二固定件；3143、冷却件； 3143a、冷却机；

3143b、冷却管道； 3143c、流通孔；3144、导电件；

3145、绝缘件；3146、开口； 320、换热单元；

321蒸汽子单元；322、冷凝子单元；3221、冷凝器；

3222、循环水泵；3223、蓄水结构； 330、稳压单元；

331、稳压器； 332、充气泵；333、调压阀；

400、驱动模块； 410、运动数据生成单元；420、状态控制单元；

430、动作控制单元； 431、控制子单元；432、驱动子单元

500、工作台； 510、台体；520、作动结构；

600、参数控制模块。

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被配置为解释本申请，并不被配置为限定本申请。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。

为了解决现有技术问题，本申请实施例提供了一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统。

图1示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统的结构示意图，图2示出本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统的反应堆模拟模块的结构示意图。

如图1和图2所示，本申请实施例提供一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，包括试验模拟子系统(图未标识)和环境模拟子系统(图未标识)，试验模拟子系统包括给水模块100、流量检测模块200和反应堆模拟模块300，反应堆模拟模块300包括模拟反应堆310和换热单元320，至少部分的换热单元320设置于模拟反应堆310的内部，给水模块100通过流量检测模块200与模拟反应堆310连接，给水模块100通过所述流量检测模块200还与换热单元320连接，流量检测模块200用于检测给水模块100和反应堆模拟模块300之间的实际流量变化；环境模拟子系统包括驱动模块400以及与驱动模块400连接的工作台500，试验模拟子系统安装于工作台500上，驱动模块400用于驱动工作台500，并带动试验模拟子系统以至少两种自由度运动。

可以理解的是，本申请实施例中的实际流量变化是指试验模拟子系统在排除运动所带来的外力影响后的真实流量变化。在工作台500带动试验模拟子系统运动的过程中，由于运动所带来的惯性力等外力对试验模拟子系统中的液体流动造成的驱动或阻碍作用，因此，为了保证对试验模拟子系统的热工水力特性的分析的准确性，进而保证对试验模拟子系统在瞬变外力影响下的运行特性和安全性的研究的可靠性，本申请通过在试验模拟子系统中设置流量检测模块200，可以排除瞬变外力对试验模拟子系统中的液体的驱动或阻碍作用的影响，而无需提高计算即可直接得到试验模拟子系统中的实际流量变化，从而去除了计算过程中的各种误差因素，提高了研究结果的准确性。

本申请实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，通过试验模拟子系统中的反应堆模拟模块300和给水模块100模拟核反应堆的热工水力试验装置，并且，通过将试验模拟子系统安装于环境模拟子系统中的工作台500上，当驱动模块400驱动工作台500运动的同时，工作台500带动反应堆模拟子系统发生运动，从而模拟出核反应堆的热工水力试验装置在瞬变外力的作用下产生多种自由度运动时的状态，在此过程中，通过流量检测模块200直接检测反应堆模拟模块300和给水模块100之间在运动过程中的实际流量变化，从而无需通过计算即可得到该实际流量变化，从而排除了计算过程中的各种误差因素对试验模拟子系统的热工水力特性的研究结果的影响，提高了研究结果的可靠性。

并且，由于模拟反应堆310在工作过程中产生巨大的热能，因此，为了防止模拟反应堆310由于过热而引发安全事故，将至少部分的换热单元320设置于模拟反应堆310的内部，并通过给水模块100向换热单元320中供水，通过水的蒸发与冷凝实现热能的转换，将模拟反应堆310中的热能输送至模拟反应堆310的外部，防止模拟反应堆310过热而发生安全事故；并且，由于模拟反应堆310释放的热量较多，因此，在模拟反应堆310内部往往需要较大的电流使模拟反应堆310释热，而当电流较大时不可避免的会在电流的通路上产生热能，从而影响电流通路的电阻率甚至造成电流通路的短路，因此，通过将模拟反应堆310、流量检测模块200与给水模块100依次连接，通过给水模块100向模拟反应堆310充入液态水，从而对模拟反应堆310中的电流通路进行冷却，在一定程度上保证电流通路的电阻率的恒定甚至保证电流通路不会由于过热而造成短路；此外，在通过给水模块100向模拟反应堆310和换热单元320供水的过程中，由于试验模拟子系统被安装于环境模拟子系统的工作台500上，且该工作台500处于运动状态，因此，通过在给水模块100和模拟反应堆310之间以及给水单元110和换热单元320之间设置流量检测模块200，从而无需通过计算，即可通过流量检测模块200直接检测给水模块100和模拟反应堆310之间以及给水单元110和换热单元320之间的实际流量变化，进而对试验模拟子系统的热工水力特性进行研究分析，保证对试验模拟子系统热工水力特性的研究结果的可靠性。

在本申请实施例中，上述各模块与模块之间、模块与器件之间的连接可以均采用柔性连接，从而使反应堆模拟子系统在工作台500的带动下运动时，各元器件之间的连接不会由于运动而发生断裂等情况。

可以理解的是，由于瞬变外力的影响，核反应堆中的各元件与元件之间的时间同步程度受到影响，例如，在核反应堆中，外部供水装置已经停止运转，但内部的反应堆堆芯仍处于工作状态，此时，可能由于反应堆中某些部件的停转而影响反应堆的运行安全，因此，通过反应堆模拟子系统对瞬变外力影响下的核反应堆热工水力试验装置进行模拟，可以对瞬变外力对核反应堆的升降负荷机动性的影响进行研究，以解决上述问题。

请继续参照图1，作为一个具体的实施方式，工作台500包括台体510以及与台体510连接的作动结构520，作动结构520与驱动模块400连接，并在驱动模块400的控制下带动台体510运动。具体地，在驱动模块400的驱动下，作动结构520可以带动台体510沿多种自由度运动，作动结构520可以为各种形式的作动器，例如：流体作动器、气体作动器、压电陶瓷作动器或者压电薄膜作动器等，当然，作动结构520也可以为其他的连接于台体510与驱动模块400之间、并在驱动模块400的驱动下带动台体510运动的连接结构。

作为一个具体的实施方式，作动结构520可以为多个，多个作动结构520连接于驱动模块400与台体510之间，从而使台体510可以沿更多种自由度运动，从而在最大程度上模拟核反应堆热工水力试验装置在瞬变外力的作用下发生运动时的状态。

例如，作动结构520可以为六个，从而使台体510在六个作动结构520的带动下可以沿至少六个自由度发生运动。

图3示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的换热单元的结构示意图。

如图3所示，作为一个具体的实施方式，换热单元320包括相互连通的蒸汽子单元321和冷凝子单元322，蒸汽子单元321设置于模拟反应堆310的内部，蒸汽子单元321通过流量检测模块200与给水模块100连通，冷凝子单元322通过流量检测模块200与给水模块100连通。

具体地，为了实现对模拟反应堆310产生的热能的转移，换热单元320包括蒸汽子单元321和冷凝子单元322，其中，蒸汽子单元321设置于模拟反应堆310的内部，当模拟反应堆310放热时，蒸汽子单元321中的液态水吸热蒸发，蒸发后的水蒸气流向冷凝子单元322进行冷凝放热，从而将位于模拟反应堆310中的热能转换到模拟反应堆310的外部，同时，在冷凝子单元322中的水蒸气放热凝固成液态水后通过流通管道流入给水模块100中，从而实现液态水的循环利用。

作为一个具体的实施方式，蒸汽子单元321包括设置于模拟反应堆310内部的蒸汽发生器模拟件，蒸汽发生器模拟件的一端通过流量检测模块200与给水模块100连通，蒸汽发生器模拟件的另一端与冷凝子单元322连通。

蒸汽发生器模拟件可以为直流式蒸汽发生器模拟件，也可以为立式蒸汽发生器模拟件、自然循环蒸汽发生器模拟件以及U型管式蒸汽发生器模拟件。

请继续参照图3，作为一个具体的实施方式，冷凝子单元322可以包括冷凝器3221、循环水泵3222和蓄水结构3223，冷凝器3221包括高温区和低温区，冷凝器3221的高温区分别与蒸汽子单元321和给水模块100连通，冷凝器3221的低温区通过循环水泵3222与蓄水结构3223连通。

蓄水结构3223可以为水塔，也可以为其他的可以对液体进行存储的结构，例如，可以为水箱、水罐等。

在本实施例中，蒸汽子单元321中的高温蒸汽进入冷凝器3221的高温区后，由于冷凝器3221的低温区的冷却作用，使高温蒸汽中的热能转移，从而转化为液态水，并流入给水模块100中，冷凝器3221的低温区通过循环水泵3222与蓄水结构3223连通，从而通过循环水泵3222使位于冷凝器3221的低温区的液态水与位于蓄水结构3223中的液态水不断循环，以保证冷凝器3221的低温区的冷却水的温度处于较低温度。

请继续参照图2，作为一个具体的实施方式，反应堆模拟模块300还包括稳压单元330，稳压单元330的一端通过流量检测模块200与给水模块100连接，稳压单元330的另一端与模拟反应堆310连接。

在启动模拟反应堆310和关闭模拟反应堆310的过程中，由于模拟反应堆310内部巨大的温度变化，造成模拟反应堆310的内部压力的不稳定，因此，为了保证模拟反应堆310内部的压力处于安全稳定的状态，设置与模拟反应堆310连接的稳压单元330，并且，为了保证稳压单元330中气液状态处于稳定，还设置稳压单元330还与给水模块100连接，从而保证模拟反应堆310处于稳定的压力环境，保证模拟反应堆310的运行安全。

图4示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的稳压单元的结构示意图。

如图4所示，作为一个具体的实施方式，稳压单元330包括稳压器331、充气泵332和设置于稳压器331上的调压阀333，稳压器331的一端通过流量检测模块200与给水模块100连通，稳压器331的另一端与模拟反应堆310连通，充气泵332与稳压器331连接。

在本实施例中，当模拟反应堆310中的压力过低时，通过充气泵332向稳压器331充入气体，并通过给水模块100向稳压器331中充入液体，从而提高模拟反应堆310中的压力并使稳压器331处于气液饱和平衡状态；当模拟反应堆310中的压力过高时，通过打开调压阀333，使位于稳压器331中的气体和液体部分排出，从而在一定程度上降低模拟反应堆310中的压力，实现对模拟反应堆310内的压力的调节；并且，由于流量检测模块200设置于稳压器331和给水模块100之间，因此，当环境模拟子系统中的工作台500带动试验模拟子系统处于运动状态，即处于外力作用状态时，该流量检测模块200无需通过计算，即可直接检测到给水模块100与稳压单元330之间的实际流量变化，从而实现对模拟反应堆310热工水力特性的研究分析，并保证研究结果的可靠性。

作为一个具体的实施方式，稳压单元330还可以包括储气结构，例如，储气罐、储器瓶等，储器结构与充气泵332连接，从而当模拟反应堆310中的压力过低时，通过充气泵332将位于储气结构中的气体充入稳压器331中，实现对模拟反应堆310中的压力的调节，并且，储气结构还可以在模拟反应堆310中的压力过高需要释放压力时存储所释放的气体，避免资源浪费。

图5示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的给水模块的结构示意图。

如图5所示，作为一个具体的实施方式，给水模块100包括给水单元110和微量补水单元120，给水单元110通过流量检测模块200与模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322一一对应连通，微量补水单元120的一端通过流量检测模块200与稳压单元330连通，微量补水单元120的另一端与给水单元110连通。

由于在模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322中所需的液态水的水量较多，而稳压单元330中，仅需在反应堆模拟模块300中的压力较小时，通过向稳压单元330中注入液态水和气体的方式对反应堆模拟模块300中的压力进行调节，在此过程中，仅需注入少量的液态水即可，因此，为了对注入稳压单元330中的液态水的水量进行精准调节，保证稳压单元330的压力调节效果，通过给水单元110向模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322中注入液态水，通过微量补水单元120向稳压单元330中注入液态水，可以对注入稳压单元330中的液态水的水量进行精准调节，从而实现对反应堆模拟模块300中的压力的精准调节，保证反应堆模拟模块300在最大程度上实现对核反应堆的模拟，从而提高通过该模拟系统对核反应堆在瞬变外力的影戏下的热工水力特性的研究的可靠性。

作为一个具体的实施方式，微量补水单元120还可以与模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322连通，以向模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322补充液态水。

请继续参照图5，作为一个具体的实施方式，给水单元110包括储水结构111、给水泵112和加热元件113，储水结构111的出水口分别连通于给水泵112和微量补水单元120，加热元件113设置于给水泵112远离储水结构111的一侧，加热元件113远离给水泵112的一侧通过流量检测模块200与模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322一一对应连通，加热元件113用于调节储水结构111中流出的液态水的温度。

储水结构111可以为除氧水箱、除氧水罐等任何可以储存液体的装置，加热元件113可以为电加热元件113或者化学加热元件113等各种可以对液体进行加热的器件。

在本实施例中，储水结构111的出水口分别连通于给水泵112和微量补水单元120，从而在向微量补水单元120供水的同时，通过给水泵112向模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322中泵送液态水，并且，由于模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322一般对液态水的温度具有一定的要求，在给水泵112远离储水结构111的一侧设置加热元件113，从而对储水结构111中流出的液态水的温度进行调节，从而保证反应堆模拟模块300在最大程度上实现对核反应堆的模拟，提高通过该模拟系统对核反应堆在瞬变外力的影戏下的热工水力特性的研究的可靠性。

请继续参照图5，作为一个具体的实施方式，微量补水单元120可以包括补水泵121，补水泵121的一端与给水单元110连通，补水泵121的另一端通过流量检测模块200与稳压单元330连通。当然，补水泵121还可以模拟反应堆310、蒸汽子单元321和冷凝子单元322一一对应连通。

请继续参照图1，作为一个具体的实施方式，流量检测模块200包括多个检测单元(图未标识)，多个检测单元一一对应设置于给水模块100靠近反应堆模拟模块300的一侧的多个流通管道上。

可以理解的是，试验模拟子系统中的各器件之间均通过流通管道连通，因此，流量检测模块200中的多个检测单元可以一一对应设置于给水模块100与反应堆模拟模块300之间的多个流通管道上，具体而言，检测单元可以设置于给水模块100与模拟反应堆310之间的流通管道上，可以设置于给水模块100与蒸汽子单元321之间的流通管道上，也可以设置于给水模块100与冷凝子单元322之间的流通管道上，还可以设置于给水模块100与稳压单元330之间的流通管道上。

在本实施例中，通过在给水模块100靠近反应堆模拟模块300的一侧的多个流通管道上一一对应设置检测单元，从而对给水模块100与反应堆模拟模块300之间的每个流通管道的实际流量变化进行单独检测，从而进一步保证对反应堆模拟子系统中的实际流量变化的检测结果的准确性，提高对试验模拟子系统的热工水力特性的研究结果的可靠性。

图6示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的检测单元的结构示意图

如图6所示，作为一个具体的实施方式，检测单元包括节流结构211、第一检测支路212、第二检测支路213和处理子单元214，节流结构211设置于给水模块100靠近反应堆模拟模块300的一侧的流通管道上；第一检测支路212连通于节流结构211的上游端和下游端之间，第一检测支路212用于检测节流结构211中的压差；第二检测支路213连通于节流结构211的上游端和下游端之间，第二检测支路213用于检测节流结构211中的外力影响因子；处理子单元214与第一检测支路212和第二检测支路213分别连接，处理子单元214用于根据节流结构211中的压差和外力影响因子计算得到节流结构211的实际流量变化。

节流结构211可以为文丘里节流件，也可以为其他各种型号的节流件，例如，节流结构211还可以为孔板式节流件或喷嘴式节流件等。在检测单元中，节流结构211、第一检测支路212以及第二检测支路213可以通过脉冲管连通，当然，也可以通过上述的流通管道连通。

可以理解的是，节流结构211的上游端连接于流通管道靠近给水模块100的一侧，节流结构211的下游端连接于流通管道靠近反应堆模拟模块300的一侧，并且，节流结构211的上游端和下游端之间形成局部收缩，在给水模块100中的液体通过节流结构211的上游端流向节流结构211的下游端的过程中，当液体流至局部收缩处时，液体的流速增加、静压力降低，从而在节流结构211的上游端和下游端之间产生一定的静压力差，即为压差。

可以理解的是，外力影响因子为对应的节流结构211在运动过程所受到的外力对压差的影响大小。

在本实施例中，通过将节流结构211安装于给水模块100靠近反应堆模拟模块300的一侧的流通管道上，在节流结构211的上游端和下游端之间产生一定的压差，并且，通过将第一检测支路212连通于节流结构211的上游端和下游端之间，将第二检测支路213也连通于节流结构211的上游端和下游端之间，即，将第一检测支路212与第二检测支路213并列连通于节流结构211的上游端和下游端之间，从而通过第一检测支路212检测节流结构211中的压差，通过第二检测支路213检测节流结构211中的外力影响因子，并通过处理子单元214对第一检测支路212检测到的压差与第二检测支路213检测到的外力影响因子作减法运算，得到该节流结构211中去除外力影响后的实际压差，进而通过该实际压差得到该节流结构211中的实际流量变化，该节流结构211的实际流量变化即为对应的流通管道的实际流量变化，从而通过集成给水模块100与反应堆模拟模块300之间的其他流通管道的实际流量变化，综合分析试验模拟子系统的热工水力特性，提高对试验模拟子系统的热工水力特性的研究结构的可靠性。

请继续参照图6，作为一个具体的实施方式，第二检测支路213包括依次连通的第一截止阀2131、第一检测件2132和第二截止阀2133，第一截止阀2131与节流结构211的上游端连通，第二截止阀2133与节流结构211的下游端连通，第一检测件2132与处理子单元214连接。

首先，在工作台500未带动试验模拟子系统运动之前，打开第一截止阀2131和第二截止阀2133，使第二检测支路213中充满液态水，随后关闭第一截止阀2131和第二截止阀2133，从而在工作台500带动试验模拟子系统运动的过程中，第二检测支路213中的液态水处于相对静止状态，此时，第二检测支路213中的第一检测件2132仅受到外力的作用而不会受到节流结构211中的液体压差的作用，因此，第一检测件2132能够检测到对应的节流结构211所受到的外力对该节流结构211中的压差的影响大小，即，第一检测件2132检测得到对应的节流结构211的外力影响因子，从而通过处理子单元214对第一检测支路212检测到的压差与第二检测支路213检测到的外力影响因子作减法运算，得到该节流结构211中去除外力影响后的实际压差，进而通过该实际压差得到该节流结构211中的实际流量变化，该节流结构211的实际流量变化即为对应的流通管道的实际流量变化，从而通过集成给水模块100与反应堆模拟模块300之间的其他流通管道的实际流量变化，综合分析试验模拟子系统的热工水力特性，提高对试验模拟子系统的热工水力特性的研究结构的可靠性。

请继续参照图6，为了对节流结构211的上游端和下游端之间的压差进行检测，作为一个具体的实施方式，第一检测支路212包括第二检测件2121，第二检测件2121设置于节流结构211的上游端和下游端之间，第二检测件2121用于检测节流结构211的上游端和下游端之间的压差。

可以理解的是，第一检测件2132和第二检测件2121可以均为压差传感器。在本实施例中，在第二检测件2121的两侧不设置截止阀，使第二检测件2121可以直接检测到节流结构211中的差压，在第一检测件2132的两侧分别设置第一截止阀2131和第二截止阀2133，在第二检测支路213中充满液态水后关闭第一截止阀2131和第二截止阀2133，使第一检测件2132能够检测到对应的节流结构211所受到的外力对该节流结构211中的压差的影响大小，即，第一检测件2132检测得到对应的节流结构211的外力影响因子，从而通过处理子单元214对第一检测支路212检测到的压差与第二检测支路213检测到的外力影响因子作减法运算，得到该节流结构211中去除外力影响后的实际压差，进而通过该实际压差得到该节流结构211中的实际流量变化。

作为一个具体的实施方式，在同一检测单元中，第一检测件2132和第二检测件2121之间的水平距离尽可能小，第一检测件2132和第二检测件2121之间的设置高度尽可能一致，从而在工作台500带动试验模拟子系统运动的过程中，最大程度的消除几何空间位置差异对第一检测件2132和第二检测件2121的检测结果的影响，从而提高对相应的流通管道的实际流量变化的检测的准确性，进一步提高对试验模拟子系统的热工水力特性的分析研究的可靠性。

可以理解的是，为了尽可能消除几何空间位置差异对第一检测件2132和第二检测件2121的检测结果的影响，可以将第一检测支路212中的各流通管道与对应的第二检测支路213中的流通管道通过捆绑等方式连接在一起，从而缩小第一检测支路212和第二检测支路213之间的几何空间差异，提高对实际流量变化的检测的准确性。

请再次参照图2，作为一个具体的实施方式，模拟反应堆310包括反应堆本体311、设置于反应堆本体311内部的堆芯模拟器312、电源313以及至少两个导电结构314，电源313的正极、堆芯模拟器312以及电源313的负极通过两个导电结构314依次连接，堆芯模拟器312用于在电源313的电流的作用下产生热能，导电结构314用于在导电的同时对导电过程中电流产生的热量进行冷却，至少部分的换热单元320设置于反应堆本体311内部，以对堆芯模拟器312产生的热能进行利用。

在模拟反应堆310中，导电结构314可以为两个，两个导电结构314分别连接于电源313的正极与堆芯模拟器312的输入端以及电源313的负极与堆芯模拟器312的输出端之间，当然，导电结构314也可以为多个，例如，导电结构314可以为三个，此时，电源313的正极与堆芯模拟器312的输入端之间可以依次连接两个导电结构314，而电源313的负极与堆芯模拟器312的输出端之间可以仅连接一个导电结构314，或者，电源313的正极与堆芯模拟器312的输入端之间可以仅连接一个导电结构314，而电源313的负极与堆芯模拟器312的输出端之间可以依次连接两个导电结构314。

为了保证模拟反应堆310在最大程度上实现对核反应堆的模拟，从而提高通过该模拟系统对核反应堆在瞬变外力的影戏下的热工水力特性的研究的可靠性，需要使模拟反应堆310可以与真实的核反应堆一样，在工作过程中产生大量的热能，因此，需要将通入模拟反应堆310的电流设置的足够大，而可以理解的是，较大的电流在导通的过程中会产生较大的热量，因而当电流在电源313与模拟反应堆310之间的回路流通的过程中，导线很容易由于巨大的热量而造成过热短路，因此，为了避免在导电的过程中，导电结构314因电流过大而发生过热短路，本申请采用上述导电结构314，在导电的同时对导电过程中电流产生的热量进行冷却，从而保证导电结构314不会由于电流过大而造成过热短路。

在本实施例中，通过将堆芯模拟器312设置于反应堆本体311的内部，通过至少两个导电结构314分别连接电源313的正极、堆芯模拟器312以及电源313的负极，从而在电源313与堆芯模拟器312之间形成电流回路，使堆芯模拟器312在电流的作用下产生热量，从而实现对核反应堆的模拟；并且，当电流在电源313与模拟反应堆310之间的回路流通的过程中，通过导电结构314对电流进行导通，由于导电结构314可以在导电的同时对导电过程中电流产生的热量进行冷却，从而避免模拟反应堆310在工作过程中由于电流过大而造成导电结构314过热短路，从而在保证了模拟反应堆310对核反应堆的最大程度的模拟，提高通过该模拟系统对核反应堆在瞬变外力的影戏下的热工水力特性的研究的可靠性的同时，保证了该模拟反应堆310不会由于电流回路中产生的巨大热量而发生过热短路，从而在一定程度上提高了模拟反应堆310的运行安全和使用寿命。

为了保证模拟反应堆310在最大程度上实现对核反应堆的模拟，从而提高通过该模拟系统对核反应堆在瞬变外力的影戏下的热工水力特性的研究的可靠性，作为一个具体的实施方式，反应堆本体311可以包括压力壳、堆内构件模拟件和吊兰模拟件等，可以理解的是，反应堆本体311还可以包括模拟反应堆310中除堆芯模拟器312外的其他任何核反应堆元件。

可以理解的是，堆芯模拟器312可以包括燃料组件，燃料组件用于在通电后释放热量，当然，堆芯模拟器312还可以包括对核反应堆堆芯进行模拟的其他元件，例如，堆芯模拟器312还可以包括控制棒模拟件，从而在最大程度上模拟出核反应堆的结构，缩小模拟反应堆310与真实的核反应堆之间的差距，从而提高研究结果的可靠性。

图7示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的导电结构的结构示意图。

如图7所示，作为一个具体的实施方式，导电结构314包括第一固定件3141、第二固定件3142以及连接于第一固定件3141和第二固定件3142之间的冷却件3143和多个导电件3144，所述第一固定件3141与电源313的正极或负极连接，第二固定件3142与堆芯模拟器312连接，冷却件3143用于在导电过程中冷却导电件3144。

具体地，导电件3144可以为铜棒、铜辫子、铝等金属导电件3144，也可以为具有导电功能的导电件3144，例如，高分子导电材料、导电橡胶、导电塑料等。

可以理解的是，为了使电流可以在电源313和堆芯模拟器312之间形成电流回路，第一固定件3141和第二固定件3142也采用对电流具有导通作用的导电材料制成。

在本实施例中，通过第一固定件3141与电源313的正极或者负极连接，通过第二固定件3142与堆芯模拟器312连接，从而在电源313向堆芯模拟器312供电的过程中，通过导电件3144导通电流，并在导电过程中通过冷却件3143对导电件3144进行冷却，保证导电件3144在导电过程中不会由于电流过大而产生过大的热量，从而避免出现导电件3144过热短路的现象，在一定程度上提高了模拟反应堆310的运行安全和使用寿命。

图8示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的导电件的结构示意图。

如图8所示，为了防止多个导电件3144因相互接触而影响导电过程中的电流的稳定性，作为一个具体的实施方式，导电结构314还包括围绕设置于每个导电件3144外周的绝缘件3145，绝缘件3145上开设有多个开口3146，开口3146暴露至少部分的导电件3144，以提高冷却效果。

绝缘件3145可以采用有机材料，也可以采用无机材料，例如，绝缘件3145可以为涂覆在导电件3144上的绝缘漆、绝缘胶或者包覆导电件3144的橡胶，绝缘件3145也可以采用陶瓷、云母等无机材料制成。

在本实施例中，在每个导电件3144外周设置绝缘件3145，从而避免多个导电件3144之间的相互接触，提高电流导通过程中的稳定性，但是，由于绝缘件3145包裹导电件3144后，在一定程度上降低了冷却件3143对导电件3144的冷却作用，因此，为了保证冷却件3143可以有效的对导电件3144所产生的热量进行冷却，在绝缘件3145上开设多个开口3146，通过多个开口3146暴露导电件3144，从而在使多个导电件3144之间相互绝缘的同时，保证了冷却件3143对导电件3144的导电效果。

图9示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的冷却件的部分结构示意图。

如图7和图9所示，作为一个具体的实施方式，冷却件3143包括相互连通的冷却机3143a和冷却管道3143b，冷却管道3143b连接于第一固定件3141和第二固定件3142之间，冷却管道3143b上开设有多个流通孔3143c，冷却机3143a用于向冷却管道3143b中输入冷却气，流通孔3143c用于供冷却管道3143b中的冷却气流通至每个导电件3144的开口3146处。

冷却机3143a可以为鼓风机、空气冷却机3143a、氮气冷却机3143a等，也可以为其他类型的气态冷却机3143a。

在本实施例中，通过将冷却机3143a与冷却管道3143b连通，并将冷却管道3143b设置于第一固定件3141和第二固定件3142之间，并且，通过在冷却管道3143b上开设有多个流通孔3143c，从而在通过冷却机3143a向冷却管道3143b中通入冷却气后，冷却气沿流通管道流向周围的导电件3144，从而实现对周围的导电件3144的冷却，并且，由于环绕设置在导电件3144的周向的绝缘件3145上开设有多个开口3146，因此冷却气在流向导电件3144后可以直接与导电件3144接触，从而进一步提高了对导电件3144的冷却效果，有效的防止了导电过程中的导电件3144由于电流过大而造成的过热短路现象。

作为一个具体的实施方式，多个流通孔3143c之间可以为等距设置，从而使位于冷却管道3143b中的冷却气可以均匀的流通的各导电件3144处，实现对各导电件3144的均匀冷却。

为了提高对多个导电件3144的冷却效果，作为一个具体的实施方式，冷却管道3143b为多个，多个冷却管道3143b与多个导电件3144一一间隔设置。在本实施例中，通过在第一固定件3141和第二固定件3142之间设置多个冷却管道3143b，且多个冷却管道3143b与多个导电件3144一一间隔设置，从而在通过冷却机3143a向各冷却管道3143b中通入冷却气后，位于各冷却管道3143b中的冷却气可以更加快速且有效的对导电件3144进行冷却，从而进一步提高对导电件3144的冷却效果。

图10示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的堆芯模拟器的结构示意图。

如图10所示，作为一个具体的实施方式，堆芯模拟器312包括释热元件3121、第一导电元件3122和第二导电元件3123，电源313的正极、导电结构314、第一导电元件3122和释热元件3121的输入端依次连接，电源313的负极、导电结构314、第二导电元件3123以及释热元件3121的输出端依次连接，释热元件3121用于在电流的作用下产生热能。

可以理解的是，第一导电元件3122和第二导电元件3123也可以为铜棒、铜辫子、铝等金属导电件3144，或者为其他的具有导电功能的导电件3144，例如，高分子导电材料、导电橡胶、导电塑料等。

在本实施例中，通过将电源313的正极、导电结构314、第一导电元件3122和释热元件3121的输入端依次连接，并通过将电源313的负极、导电结构314、第二导电元件3123以及释热元件3121的输出端依次连接，从而在电源313与堆芯模拟器312之间形成电流回路，保证释热元件3121在电流的作用下可以释放热量，达到对核反应堆的模拟效果。

作为一个具体的实施方式，第一导电元件3122和第二导电元件3123可以与给水模块100连通，从而通过给水模块100向第一导电元件3122和第二导电元件3123中通入冷却水，实现对第一导电元件3122和第二导电元件3123的冷却，防止第一导电元件3122和第二导电元件3123在导电的过程中因自身发热而影响电流导通甚至发生短路。

请继续参照图10，作为一个具体的实施方式，释热元件3121包括第一导电部件3121a、第二导电部件3121b以及设置于第一导电部件3121a和第二导电部件3121b之间的隔离部件3121c和至少两个发热部件3121d，隔离部件3121c设置于两个发热部件3121d之间，且贯穿第二导电部件3121b，以将第二导电部件3121b分隔为相互绝缘的输入端和输出端，第二导电部件3121b的输入端与第一导电元件3122连接，第二导电部件3121b的输出端与第二导电元件3123连接。

可以理解的是，位于隔离部件3121c两侧的发热部件3121d的数量可以为多个，例如，在释热元件3121中，隔离部件3121c的一侧设置有三个发热部件3121d，隔离部件3121c的另一侧设置有两个发热部件3121d。

隔离部件3121c可以为石英、玻璃等绝缘材料制成；发热部件3121d可以为具有电流热效应的一切材料，如铂、钨、镍基合金等金属导电材料，或者如碳化硅、氧化锆的非金属材料，均在本申请保护的范围内。

在本实施例中，第二导电部件3121b被隔离部件3121c分隔为相互绝缘的输入端和输出端，因此，电流自第二导电部件3121b的输入端流入，依次流经第二导电部件3121b的输入端对应的发热部件3121d、第一导电部件3121a以及第二导电部件3121b的输出端对应的发热部件3121d，最后自第二导电部件3121b的输出端流出，从而在释热元件3121中形成电流回路，并且在电流回路中的发热部件3121d处产生热能，从而实现对核反应堆的模拟。

作为一个具体的实施方式，当位于隔离部件3121c两侧的发热部件3121d为多个时，释热元件3121还包括至少两个定位隔架，两个定位隔架分别设置于隔离部件3121c两侧的发热部件3121d上，以将多个发热部件3121d隔离开，以保持相邻两个发热部件3121d之间的间距，以保证释热元件3121不因外力或运动中的非惯性力而变形。

作为一个具体的实施方式，发热部件3121d为中间细两端粗的结构分布，从而在发热的过程中，发热部件3121d的中间位置的发热功率最高，并且在向两端延伸的过程中发热功率逐步降低，实现发热功率的余弦分布，从而在更大程度上实现对与核反应堆的模拟。

热部件图11示出了本申请一些实施例提供的用于核反应堆热工水力试验的模拟系统中的驱动模块的结构示意图。

如图11所示，作为一个具体的实施方式，驱动模块400包括依次连接的运动数据生成单元410、状态控制单元420和动作控制单元430，运动数据生成单元410用于生成运动数据并发送至状态控制单元420，状态控制单元420用于生成工作台500运动信号并发送至动作控制单元430，动作控制单元430用于根据工作台500运动信号驱动工作台500运动。

运动数据生成单元410可以为运动谱发生器，运动谱发生器为根据模拟系统的不同级别的风、浪、泳的作用，生成运动数据的信号发生器。

在本实施例中，运动数据生成单元410可以根据实际情况生成运动数据并发送给状态控制单元420，状态控制单元420可以根据该运动数据结合试验模拟子系统的状态生成工作台500运动信号并发送至动作控制单元430，动作控制单元430可以根据接收到的该工作台500运动信号驱动工作台500中的作动结构520发生至少两个自由度的运动，从而带动反应堆模拟子系统发生至少两个自由度的运动，从而模拟出核反应堆在瞬变外力的影响下的真实状态，通过对运动过程中的反应堆模拟子系统的实际流量变化进行检测，分析反应堆模拟子系统的热工水力特性，从而达到对核反应堆在瞬变外力的作用下的热工水力特性的研究分析，并保证研究结果的可靠性。

请继续参照图11，作为一个具体的实施方式，试验模拟子系统还包括参数控制模块600，参数控制模拟与状态控制单元420连接，参数控制模块600与流量检测模块200连接。

可以理解的是，在反应堆模拟子系统中还设置有各类其他参数的检测装置，如温度检测器、压力检测器等，参数控制模块600还与温度检测器、压力检测器等参数检测装置连接，从而将反应堆模拟子系统中的各项参数集成，实现参数的集中控制。

在本实施例中，通过参数控制模块600接收流量检测模块200所检测到的反应堆模拟子系统中的实际流量变化，并将其发送至状态控制单元420，从而使状态控制单元420生成的工作台500运动信号在一定程度上以反应堆模拟子系统中的流量参数变化为参考，在保证反应堆模拟子系统的正常运行和安全的前提下控制工作台500带动反应堆模拟子系统运动，使工作台500带动反应堆模拟子系统运动时的状态接近核反应堆在瞬变外力的影响下的状态，从而提高对核反应堆在瞬变外力的影响下的热工水力特性的研究结果的可靠性。

为了减小参数控制模块600和状态控制单元420之间的时间差，使参数控制模块600和状态控制单元420尽可能同步，作为一个具体的实施方式，反应堆模拟子系统还包括同步控制器，同步控制器连接于参数控制模块600和状态控制单元420之间，参数控制模块600通过同步控制器发送信号至状态控制单元420，尽可能减小信号传输时间，使参数控制模块600和状态控制单元420尽可能同步，从而使工作台500带动反应堆模拟子系统运动的状态更加接近核反应堆在瞬变外力的影响下的状态，提高了研究结果的可靠性。

请继续参照图11，作为一个具体的实施方式，动作控制单元430包括控制子单元431以及与控制子单元431连接的驱动子单元432，控制子单元431与状态控制单元420连接，驱动单元与工作台500连接，控制子单元431用于接收状态控制单元420生成的工作台500运动信号并根据该工作台500运动信号控制驱动单元，从而使驱动单元可以驱动工作台500发生运动。

控制子单元431可以为伺服控制子单元431，伺服控制子单元431是指对物体运动的位置、速度及加速度等变化量进行有效控制的控制器集成；驱动子单元432可以采用液压驱动方式，也可以参与气压驱动、电力驱动等方式，驱动子单元432可以为驱动电机、驱动气缸等各种驱动设备。

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。