临界热流密度确定方法、装置、设备、存储介质及产品与流程

本技术涉及核动力系统，尤其涉及一种临界热流密度确定方法、装置、设备、存储介质及产品。

背景技术：

1、作为新兴能源技术，核能和核动力系统随着技术的发展越来越重要，临界热流密度（critical heat flux，chf）在核动力系统的运行过程中是一项非常重要的参数，当核动力系统中的冷却剂达到chf时，通道内的传热系数会迅速下降，壁面过热度急剧上升，这可能严重危害换热设备的安全性，并影响系统的稳定运行。

2、准确预测临界热流密度chf对于核能系统和热能系统的优化设计和安全性评估至关重要。传统的chf预测方法主要依赖于基于大量实验数据拟合的经验关系式。这些方法在适用范围和精度上存在局限。

技术实现思路

1、本技术实施例提供一种临界热流密度确定方法、装置、设备、存储介质及产品，能够提高临界热流密度预测的适用范围和精度。

2、第一方面，本技术提供一种临界热流密度确定方法，包括：

3、获取核动力系统矩形通道中流体的多个流体特征数据和多个温度场数据；

4、将多个所述流体特征数据分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值；

5、将多个所述温度场数据分别输入至预设的临界热流密度确定模型中进行处理，得到所述流体对应的多个第二临界热流密度值；

6、分别计算各个所述第一临界热流密度值与对应的所述第二临界热流密度值之间的残差；

7、确定所述残差最小的目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值；

8、根据所述目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值，得到所述流体的临界热流密度预测值。

9、在一些可能的实现方式中，所述流体特征数据包括质量流率、矩形通道对应的壁面过热度和矩形通道对应的表面粗糙度。

10、在一些可能的实现方式中，所述将多个所述流体特征数据分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值，包括：

11、分别将每个所述流体特征数据中的质量流率、所述壁面过热度和所述表面粗糙度进行归一化处理，得到归一化后的质量流率、壁面过热度和表面粗糙度；

12、将每个归一化后的质量流率、归一化后的壁面过热度和归一化后的表面粗糙度分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值。

13、在一些可能的实现方式中，所述预设临界热流密度经验关联式，包括：

14、

15、其中，表示第一临界热流密度值，表示流体对应的归一化后的质量流率，表示矩形通道对应的归一化后的壁面过热度，表示矩形通道的归一化后的表面粗糙度。

16、在一些可能的实现方式中，所述分别将每个所述流体特征数据中的质量流率、所述壁面过热度和所述表面粗糙度进行归一化处理，得到归一化后的质量流率、壁面过热度和表面粗糙度，包括：

17、

18、

19、

20、

21、其中，表示初始的质量流率，表示重力加速度，表示流体对应的蒸汽密度，表示流体对应的液体密度，表示流体的比热容，表示初始的壁面过热度，表示流体的汽化潜热，表示初始的表面粗糙度，表示流体对应的拉普拉斯长度，表示流体对应的表面张力，表示流体对应的归一化后的质量流率，表示矩形通道对应的归一化后的壁面过热度，表示矩形通道的归一化后的表面粗糙度。

22、在一些可能的实现方式中，在所述将多个所述温度场数据分别输入至预设的临界热流密度确定模型中进行处理，得到所述流体对应的多个第二临界热流密度值之前，所述方法还包括：

23、获取训练样本集；所述训练样本集包括多个训练样本；每个所述训练样本包括矩形通道中流体的温度场数据样本、流体特征数据样本和对应的临界热流密度值标签；

24、对每个训练样本，分别执行以下步骤：

25、将所述流体特征数据样本输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到第一临界热流密度值；

26、根据所述第一临界热流密度值与所述临界热流密度值标签的差值，得到第一残差；

27、将所述温度场数据样本输入至预设模型中进行处理，得到第二临界热流密度值；

28、根据所述第二临界热流密度值与所述临界热流密度值标签的差值，得到第二残差；

29、根据所述第一残差和所述第二残差，基于损失函数，确定所述预设模型的损失函数值；

30、在所述预设模型的损失函数值不满足预设训练停止条件的情况下，调整所述预设模型的模型参数，返回将所述流体特征数据样本输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到经验关联式结果与所述临界热流密度值标签的第一残差的步骤；

31、在所述预设模型的损失函数值满足预设训练停止条件的情况下，停止训练，得到训练后的临界热流密度确定模型。

32、在一些可能的实现方式中，所述获取训练样本集，包括：

33、创建矩形通道的几何模型；

34、基于所述矩形通道的几何模型，进行矩形通道流体的模拟；

35、根据所述模拟的模拟结果，确定流体的模拟温度场数据和模拟流体特征数据；

36、基于所述模拟温度场数据和所述模拟流体特征数据，得到训练样本集。

37、第二方面，本技术提供一种临界热流密度确定装置，所述装置包括：

38、获取核动力系统矩形通道中流体的多个流体特征数据和多个温度场数据；

39、将多个所述流体特征数据分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值；

40、将多个所述温度场数据分别输入至预设的临界热流密度确定模型中进行处理，得到所述流体对应的多个第二临界热流密度值；

41、分别计算各个所述第一临界热流密度值与对应的所述第二临界热流密度值之间的残差；

42、确定所述残差最小的目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值；

43、根据所述目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值，得到所述流体的临界热流密度预测值。

44、第三方面，本技术提供一种临界热流密度确定设备，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；所述处理器读取并执行所述计算机程序指令，以实现如上文描述的临界热流密度确定方法。

45、第四方面，本技术提供一种计算机可读存储介质，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上文描述的临界热流密度确定方法。

46、第五方面，本技术提供一种计算机程序产品，所述计算机程序产品中的指令由电子设备的处理器执行时，使得所述电子设备执行如上文描述的临界热流密度确定方法。

47、本技术实施例提供的临界热流密度确定方法、装置、设备、存储介质及产品，在获取核动力系统矩形通道中流体的多个流体特征数据和多个温度场数据之后，通过预设临界热流密度经验关联式计算流体特征数据对应的第一临界热流密度值，通过预设的临界热流密度确定模型，确定温度场数据对应的第二临界热流密度值，之后分别计算各个所述第一临界热流密度值与各个所述第二临界热流密度值之间的残差，从而根据所述残差最小的情况对应的第一临界热流密度值和第二临界热流密度值，得到所述流体的临界热流密度预测值，通过获取的流体特征数据和温度场数据，利用机器学习模型进行预测，同时结合经验关联式来优化预测结果，结合了物理信息和机器学习算法，提高了chf值预测的准确性和适用范围。

技术特征：

1.一种临界热流密度确定方法，其特征在于，所述方法包括：

2.根据权利要求1所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，所述流体特征数据包括质量流率、矩形通道对应的壁面过热度和矩形通道对应的表面粗糙度。

3.根据权利要求2所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，所述将多个所述流体特征数据分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值，包括：

4.根据权利要求3所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，所述预设临界热流密度经验关联式，包括：

5.根据权利要求3所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，所述分别将每个所述流体特征数据中的质量流率、所述壁面过热度和所述表面粗糙度进行归一化处理，得到归一化后的质量流率、壁面过热度和表面粗糙度，包括：

6.根据权利要求1所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，在所述将多个所述温度场数据分别输入至预设的临界热流密度确定模型中进行处理，得到所述流体对应的多个第二临界热流密度值之前，所述方法还包括：

7.根据权利要求6所述的临界热流密度确定方法，其特征在于，所述获取训练样本集，包括：

8.一种临界热流密度确定装置，其特征在于，所述装置包括：

9.一种临界热流密度确定设备，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；所述处理器读取并执行所述计算机程序指令，以实现如权利要求1-7任意一项所述的临界热流密度确定方法。

10.一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1-7任意一项所述的临界热流密度确定方法。

11.一种计算机程序产品，其特征在于，所述计算机程序产品中的指令由电子设备的处理器执行时，使得所述电子设备执行如权利要求1-7任意一项所述的临界热流密度确定方法。

技术总结
本申请提供一种临界热流密度确定方法、装置、设备、存储介质及产品。该方法包括：获取核动力系统矩形通道中流体的多个流体特征数据和多个温度场数据；将多个所述流体特征数据分别输入预设临界热流密度经验关联式，计算得到所述流体对应的多个第一临界热流密度值；将多个所述温度场数据分别输入至预设的临界热流密度确定模型中进行处理，得到所述流体对应的多个第二临界热流密度值；分别计算各个所述第一临界热流密度值与对应的所述第二临界热流密度值之间的残差；确定所述残差最小的目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值；根据所述目标第一临界热流密度值和目标第二临界热流密度值，得到所述流体的临界热流密度预测值。

技术研发人员：袁德文,黄彦平,陈登高,毕景良,邓康杰,岳倪娜,昝元锋
受保护的技术使用者：中国核动力研究设计院
技术研发日：
技术公布日：2024/12/5