本文介紹了核能先進(jìn)仿真建模領(lǐng)域的最新進(jìn)展及數(shù)值反應(yīng)堆的概念，對(duì)美國(guó)及歐洲針對(duì)核能數(shù)值反應(yīng)堆的相關(guān)研發(fā)項(xiàng)目如CASL、NEAMS、NURESIM等進(jìn)行了詳細(xì)的調(diào)研，對(duì)項(xiàng)目的研究?jī)?nèi)容、研究方法等進(jìn)行了闡述，結(jié)合國(guó)內(nèi)外的發(fā)展情況，總結(jié)了核能數(shù)值反應(yīng)堆發(fā)展的關(guān)鍵技術(shù)和挑戰(zhàn)，可為我國(guó)開(kāi)展核能數(shù)值反應(yīng)堆研究提供技術(shù)支持。

一、數(shù)值反應(yīng)堆概述

       核能領(lǐng)域科研人員利用建模和仿真方式研究核能技術(shù)已有很長(zhǎng)一段歷史，早在上世紀(jì)70年代就已經(jīng)開(kāi)始利用計(jì)算程序?yàn)楝F(xiàn)有反應(yīng)堆申請(qǐng)執(zhí)照了。核能工程技術(shù)、數(shù)值計(jì)算能力以及可視化技術(shù)的發(fā)展進(jìn)步，使科學(xué)家對(duì)核能系統(tǒng)研究時(shí)，可以采用傳統(tǒng)不能做到的方法。目前核能領(lǐng)域科研人員正在研究一套新的仿真工具，即核能數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)，來(lái)預(yù)測(cè)、仿真和分析核電站的運(yùn)行特性、可靠性及經(jīng)濟(jì)性。這種新的工具可以使科研人員以一種全新的方法去研究反應(yīng)堆從燃料芯塊的材料特性到全廠系統(tǒng)級(jí)的運(yùn)行特性等不同尺度的性能。核能數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)是一種基于高速的并行計(jì)算技術(shù)，利用多物理、多尺度耦合技術(shù)，集成并優(yōu)化各專業(yè)物理程序，在超大規(guī)模的高性能計(jì)算機(jī)環(huán)境中，預(yù)測(cè)模擬核反應(yīng)堆全生命周期內(nèi)各種特性的先進(jìn)數(shù)值仿真技術(shù)。數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)通過(guò)建立一個(gè)可預(yù)測(cè)的虛擬數(shù)值反應(yīng)堆集成環(huán)境，可以進(jìn)行物理、熱工、燃料、結(jié)構(gòu)等多專業(yè)高精度計(jì)算分析，實(shí)現(xiàn)多專業(yè)耦合協(xié)同設(shè)計(jì)，能夠綜合模擬、預(yù)測(cè)真實(shí)反應(yīng)堆從設(shè)計(jì)、制造、運(yùn)行到退役等全生命周期內(nèi)反應(yīng)堆的各種性能、參數(shù)等特征。數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)是基于當(dāng)今高性能計(jì)算、基礎(chǔ)科學(xué)及軟件發(fā)展而產(chǎn)生的新一代先進(jìn)數(shù)值仿真建模技術(shù)，各國(guó)科研人員已開(kāi)始投入大量資源進(jìn)行相關(guān)研究工作。
二、國(guó)際研究現(xiàn)狀

       1. 美國(guó)相關(guān)研究 

       為了重塑美國(guó)在核能研發(fā)領(lǐng)域的領(lǐng)導(dǎo)力，美國(guó)能源部(DOE)核能辦公室于2010年成立了核能先進(jìn)仿真建模中心(A DOE Energy Innovation Hub for Modeling and Simulation of Nuclear Reactors)以發(fā)展核能數(shù)值仿真技術(shù)。先進(jìn)仿真建模中心旨在成為與曼哈頓工程(核武器)、MIT林肯實(shí)驗(yàn)室(雷達(dá))、AT&T貝爾實(shí)驗(yàn)室(晶體管)等具有同樣影響力的創(chuàng)新中心。創(chuàng)新中心在發(fā)展核能數(shù)值仿真技術(shù)領(lǐng)域資助了輕水堆先進(jìn)仿真聯(lián)盟(CASL)和核能先進(jìn)仿真與建模(NEAMS)兩個(gè)項(xiàng)目。這兩個(gè)項(xiàng)目是目前美國(guó)針對(duì)核能仿真及數(shù)值反應(yīng)堆研發(fā)領(lǐng)域最新進(jìn)展的代表。

       1.1 CASL項(xiàng)目 

       CASL項(xiàng)目是美國(guó)能源部核能辦公室于2010年通過(guò)公開(kāi)競(jìng)標(biāo)，組織成立的用于營(yíng)運(yùn)核能仿真與建模創(chuàng)新中心的團(tuán)隊(duì)。該團(tuán)隊(duì)由橡樹(shù)嶺牽頭的4個(gè)國(guó)家實(shí)驗(yàn)室，麻省理工為代表的3所大學(xué)及多個(gè)核工業(yè)企業(yè)及組織組成。創(chuàng)新中心將利用仿真與建模的方法完成下列關(guān)鍵目標(biāo)來(lái)實(shí)現(xiàn)其改善現(xiàn)有核能運(yùn)營(yíng)的目的：

       在工程設(shè)計(jì)、分析中利用頂級(jí)計(jì)算能力實(shí)現(xiàn)提升反應(yīng)堆功率，延長(zhǎng)壽命，提高燃耗的目標(biāo)；

       用高精度的方法(如利用中子輸運(yùn)和CFD替代擴(kuò)散理論和子通道方法)，為工程分析開(kāi)發(fā)一個(gè)高度集成的、多物理耦合的仿真建模環(huán)境；
       * 通過(guò)在CASL項(xiàng)目中直接使用先進(jìn)的建模仿真方法來(lái)培養(yǎng)和培訓(xùn)反應(yīng)堆工程師；
       * 用具有預(yù)測(cè)功能的工具替代之前基于經(jīng)驗(yàn)的設(shè)計(jì)和分析工具，以此提升基礎(chǔ)科學(xué)能力；
       * 結(jié)合不確定性量化(UQ)方法，并將其作為開(kāi)發(fā)具有預(yù)測(cè)功能的數(shù)值反應(yīng)堆工具的重要基礎(chǔ)；
       * 使NRC能夠借助并利用CASL的數(shù)值反應(yīng)堆工具支持執(zhí)照申請(qǐng)及認(rèn)證工作。

       CASL將發(fā)展一套先進(jìn)的仿真建模能力來(lái)開(kāi)發(fā)一個(gè)可預(yù)測(cè)輕水堆特性的仿真環(huán)境——虛擬反應(yīng)堆(VR)。VR的仿真環(huán)境將融合科學(xué)的模型、豐富的工程經(jīng)驗(yàn)和先進(jìn)的數(shù)值計(jì)算方法及計(jì)算機(jī)科學(xué)等基礎(chǔ)，并將其仿真結(jié)果與正在運(yùn)行的壓水堆數(shù)據(jù)進(jìn)行驗(yàn)證和不確定性量化(UQ)。在美國(guó)能源部的支持下VR將把現(xiàn)有的系統(tǒng)和安全分析工具與最先進(jìn)的燃料性能、中子動(dòng)力學(xué)、熱工水力和結(jié)構(gòu)性能模塊進(jìn)行耦合，該項(xiàng)工作將在當(dāng)前頂級(jí)的計(jì)算機(jī)和先進(jìn)的平臺(tái)架構(gòu)上完成。

       為開(kāi)發(fā)虛擬反應(yīng)堆，CALS項(xiàng)目將重點(diǎn)研究先進(jìn)模型應(yīng)用(AMA)，虛擬反應(yīng)堆的集成(VRI)，模型和數(shù)值方法(MNM)，材料性能和優(yōu)化(MPO)，不確定性量化和驗(yàn)證(VUQ)等5個(gè)關(guān)鍵技術(shù)領(lǐng)域。

       AMA是上述關(guān)鍵問(wèn)題及全范圍驗(yàn)證等應(yīng)用的主要接口。AMA將開(kāi)發(fā)一套功能需求，優(yōu)先提供建模需求及評(píng)估能力為虛擬反應(yīng)堆提供指導(dǎo)；VRI主要負(fù)責(zé)在軟件框架下開(kāi)發(fā)一套VR工具來(lái)集成其他關(guān)鍵技術(shù)領(lǐng)域開(kāi)發(fā)的模型、方法和數(shù)據(jù)；MNM將提升現(xiàn)有的并促進(jìn)開(kāi)發(fā)新的基礎(chǔ)建模能力。這些建模能力可為中子物理及熱工水力開(kāi)發(fā)一套先進(jìn)的算法，同時(shí)能與大規(guī)模并行求解環(huán)境進(jìn)行集成。MNM的主要使命是交付一套輻射傳輸和熱工水力組件，這些組件能夠滿足VR嚴(yán)格的物理模型和數(shù)值算法的要求；MPO主要為燃料、燃料包殼和材料結(jié)構(gòu)開(kāi)發(fā)優(yōu)化的材料性能模型，對(duì)燃料和材料的失效進(jìn)行更好地預(yù)測(cè)。MPO進(jìn)行的科學(xué)工作將減少對(duì)相關(guān)實(shí)驗(yàn)的依賴；VUQ對(duì)VR模型和集成系統(tǒng)的不確定性量化及驗(yàn)證對(duì)仿真建模在真實(shí)反應(yīng)堆中的應(yīng)用非常關(guān)鍵。運(yùn)行和安全裕量測(cè)定的改善將會(huì)直接提升反應(yīng)堆功率，并延長(zhǎng)其壽命。VUQ提出的方法將會(huì)顯著地提升核電分析的先進(jìn)性并支持從整體試驗(yàn)向小尺度分項(xiàng)試驗(yàn)整合的方向轉(zhuǎn)變。

       1.2 NEAMS項(xiàng)目 

       NEAMS是美國(guó)能源部核能辦公室在CASL項(xiàng)目后，成立的另一個(gè)核能先進(jìn)仿真與建模項(xiàng)目，旨在為先進(jìn)反應(yīng)堆及核燃料循環(huán)系統(tǒng)的分析和設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)一套具有預(yù)測(cè)功能的計(jì)算機(jī)分析程序。通過(guò)利用先進(jìn)的計(jì)算方法開(kāi)發(fā)一套加快核能技術(shù)開(kāi)發(fā)和應(yīng)用的仿真工具包，提升核能的安全性、經(jīng)濟(jì)型及資源利用的高效性。NEAMS工具包將能夠模擬先進(jìn)反應(yīng)堆系統(tǒng)在試驗(yàn)裝置中看不到的現(xiàn)象。開(kāi)發(fā)一套從燃料芯塊到電廠級(jí)的仿真能力，以預(yù)測(cè)一系列核反應(yīng)堆的運(yùn)行安全及特性。由于鈉冷快堆具有充裕的高質(zhì)量數(shù)據(jù)供驗(yàn)證使用，初期項(xiàng)目將主要應(yīng)用于鈉冷快堆技術(shù)，如條件允許，也會(huì)應(yīng)用到其他堆型。

       為了提升實(shí)用性及研發(fā)效率，NEAMS項(xiàng)目將重點(diǎn)開(kāi)發(fā)了兩個(gè)不同級(jí)別(不同尺度)的產(chǎn)品系列，燃料級(jí)產(chǎn)品線(FPL)和反應(yīng)堆系統(tǒng)級(jí)產(chǎn)品線(RPL)。FPL重點(diǎn)研究組成燃料及燃料包殼的材料性質(zhì)。RPL則重點(diǎn)開(kāi)發(fā)一個(gè)設(shè)計(jì)工具來(lái)研究整個(gè)反應(yīng)堆系統(tǒng)。這些工具為真實(shí)現(xiàn)象提供模型和代碼，通過(guò)耦合FPL和RPL，可提供一個(gè)全新的高精度解決問(wèn)題的方法。因此NEAMS將為設(shè)計(jì)者提供一個(gè)從燃料到電廠都具有預(yù)測(cè)功能的仿真工具包。

       FPL將利用多種尺度規(guī)模的方法進(jìn)行機(jī)理描述。如用BISON代碼進(jìn)行工程尺度的仿真可以通過(guò)輻照下用MARMOT的中尺度(晶粒尺度)規(guī)模的微觀結(jié)構(gòu)演化仿真來(lái)支撐。同理，中尺度的模擬可以通過(guò)基礎(chǔ)材料在原子尺度下的仿真參數(shù)作支撐。通過(guò)這樣的方法可實(shí)現(xiàn)前所未有的預(yù)測(cè)能力。

       PRL將采用多尺度方法來(lái)支持其軟件工具的可預(yù)測(cè)性。多物理場(chǎng)分析集成技術(shù)將原本獨(dú)立的現(xiàn)象連接起來(lái)。而多尺度集成又將不同范圍及尺度的現(xiàn)象連接。這種結(jié)構(gòu)耦合可以讓高精度的三維流體動(dòng)力學(xué)仿真系統(tǒng)代替粗糙的一維電廠模型。使用高性能的計(jì)算方法及增強(qiáng)的模塊化方法可讓電廠模型比現(xiàn)在可接受的仿真工具運(yùn)行速度更快。

       2. 歐洲NURESIM、NURISP、NURESAFE系列項(xiàng)目

       歐洲國(guó)家發(fā)展核能數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)的主要代表項(xiàng)目是NURESIM系列項(xiàng)目。NURESIM系列項(xiàng)目是由德國(guó)、法國(guó)等13個(gè)歐洲國(guó)家和20多個(gè)組織聯(lián)合支持的項(xiàng)目，旨在建立一個(gè)供歐洲核反應(yīng)堆仿真通用的參考平臺(tái)，該項(xiàng)目屬于歐洲核能技術(shù)平臺(tái)可持續(xù)發(fā)展(SNETP)戰(zhàn)略規(guī)劃的部分內(nèi)容。NURESIM平臺(tái)系列項(xiàng)目的發(fā)展路線如下圖所示，分為早期階段、NURESIM項(xiàng)目階段、NURISP項(xiàng)目階段、NURESAFE及NURE-NEXT等階段。

       2.1 早期階段 

       在NURESIM系列項(xiàng)目早期階段(2000年-2004年)，EUROFASTNET分析了當(dāng)時(shí)熱工水力軟件的發(fā)展水平，鑒別出當(dāng)時(shí)模型和程序的局限性，根據(jù)當(dāng)時(shí)核工業(yè)界提供的相關(guān)信息，優(yōu)先梳理了44項(xiàng)工業(yè)需求，并以此為基礎(chǔ)了開(kāi)展了詳細(xì)的科學(xué)研究。

       2.2 NURESIM項(xiàng)目 

       NURESIM(2005年-2008年)在EUROFASTNET項(xiàng)目熱工水力程序研究的基礎(chǔ)上拓展到堆芯物理，多物理場(chǎng)耦合，敏感性及不確定性分析，平臺(tái)集成等領(lǐng)域。作為集成項(xiàng)目，NURESIM的主要目標(biāo)是建立歐洲的集成平臺(tái)原型，證實(shí)NURESIM計(jì)劃方法的可行性。NURESIM平臺(tái)通過(guò)更新并集成最先進(jìn)的堆芯物理，熱工水力、燃料模塊為真實(shí)物理現(xiàn)象提供了一個(gè)準(zhǔn)確的仿真平臺(tái)，其具有多尺度，多物理場(chǎng)的特征，特別是在提升反應(yīng)堆安全性方面耦合了堆芯物理和熱工水力模型。使用通用的數(shù)據(jù)結(jié)構(gòu)和接口功能使不同程序和求解器之間的耦合變的很容易。為了用戶使用性更友好，平臺(tái)通過(guò)一個(gè)開(kāi)放源代碼的SALOME軟件提供了前處理、后處理以及監(jiān)視等功能。NURESIM項(xiàng)目包括堆芯物理、熱工水力、多物理場(chǎng)耦合、敏感性及不確定性分析以及平臺(tái)集成等五個(gè)子項(xiàng)目。該項(xiàng)目的主要成果是開(kāi)發(fā)了一個(gè)通用的平臺(tái)，初步集成了多個(gè)專業(yè)的軟件，邁出了建設(shè)通用參考平臺(tái)的第一步。

       2.3 NURISP項(xiàng)目 

       在NURESIM完成后，在其基礎(chǔ)上又規(guī)劃了NURISP項(xiàng)目(2009年-2012年)，NURISP在NURESIM平臺(tái)基礎(chǔ)上集成了新的程序，并在平臺(tái)集成、模型開(kāi)發(fā)，耦合技術(shù)、不確定性分析及驗(yàn)證方面使用了新的方法，進(jìn)一步拓展、完善了NURESIM項(xiàng)目的平臺(tái)。在NURESIM五個(gè)子項(xiàng)目的基礎(chǔ)上增加了網(wǎng)絡(luò)通信子項(xiàng)目。NURISP項(xiàng)目的平臺(tái)，主要應(yīng)用是在二代及三代壓水堆、沸水堆及VVER堆型中，并適當(dāng)考慮了四代堆型的適用性。

       2.4 NURESAFE及NURE-NEXT項(xiàng)目

       繼NURISP項(xiàng)目后的發(fā)展統(tǒng)稱為NURE-NEXT項(xiàng)目，主要目標(biāo)是通過(guò)與用戶保持緊密聯(lián)系使NURESIM項(xiàng)目開(kāi)發(fā)的平臺(tái)實(shí)現(xiàn)工業(yè)應(yīng)用，并與歐洲核能技術(shù)可持續(xù)發(fā)展平臺(tái)(SNETP)的戰(zhàn)略規(guī)劃保持一致。典型的應(yīng)用是2011年福島事故發(fā)生后，各組織機(jī)構(gòu)在NURESIM的平臺(tái)基礎(chǔ)上確立了核反應(yīng)堆安全仿真平臺(tái)NURESAFE(2013年-至今)研究項(xiàng)目。NURESAFE項(xiàng)目成立的初期目標(biāo)是在NURESIM及NURISP項(xiàng)目發(fā)展的平臺(tái)基礎(chǔ)上，利用最先進(jìn)的仿真工具針對(duì)歐洲用戶的安全分析需要，開(kāi)發(fā)一個(gè)可靠的用于輕水堆事故分析的仿真平臺(tái)。隨著更多用戶的加入(如AREVA、ENEA、NCBJ等)，NURESAFE的目標(biāo)提升到為終端用戶開(kāi)發(fā)、驗(yàn)證、交付一個(gè)用于輕水反應(yīng)堆安全分析、運(yùn)行和工程設(shè)計(jì)的綜合集成應(yīng)用平臺(tái)(架構(gòu)如下圖所示)。該平臺(tái)將用更高的精度和可靠性來(lái)增強(qiáng)安全相關(guān)參數(shù)的仿真預(yù)測(cè)能力。同時(shí)，集成到平臺(tái)上的單個(gè)模型，求解器，程序以及耦合功能將通過(guò)模擬運(yùn)行核反應(yīng)堆相關(guān)運(yùn)行工況序列與實(shí)驗(yàn)及電廠數(shù)據(jù)進(jìn)行驗(yàn)證。主要的運(yùn)行序列將包括：PWR和VVER堆型的主蒸汽管破裂(MSLB)，PWR堆型的LOCA和承壓熱沖擊(PTS)，BWR堆型的未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)及熱工水力問(wèn)題等工況和序列。在運(yùn)行這些序列時(shí)，平臺(tái)將會(huì)耦合多物理、多尺度的程序，如系統(tǒng)熱工水力程序，局部流體動(dòng)力學(xué)程序(CFD)，中子動(dòng)力學(xué)程序，子通道程序，燃料熱力學(xué)等程序。同時(shí)，進(jìn)行不確定性量化和敏感性分析。

 三、國(guó)內(nèi)研究現(xiàn)狀

       相比歐美發(fā)達(dá)國(guó)家，中國(guó)的數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)發(fā)展起步相對(duì)較晚。隨著中國(guó)核電自主化發(fā)展和出口的需要，國(guó)內(nèi)也有相關(guān)高校及企業(yè)對(duì)核能數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)進(jìn)行了初步的探索和研究。國(guó)家能源局及863課題組，在十三五規(guī)劃中也明確了數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)的相關(guān)科研規(guī)劃及投入。需要指出的是國(guó)內(nèi)各核電單位通常定義的數(shù)字化電廠和本文的核能數(shù)值反應(yīng)堆概念不同。本文的數(shù)值反應(yīng)堆旨在以高性能計(jì)算技術(shù)為基礎(chǔ)，利用多物理、多尺度耦合技術(shù)建立一個(gè)具有預(yù)測(cè)反應(yīng)堆性能的虛擬仿真環(huán)境。而國(guó)內(nèi)各核電企業(yè)對(duì)數(shù)字化電廠的定義及內(nèi)容雖各有不同，但主要是以三維數(shù)字電廠為核心展開(kāi)的工程、設(shè)計(jì)、研發(fā)、管理及建造的協(xié)同設(shè)計(jì)和一體化流程設(shè)計(jì)。各核電單位針對(duì)數(shù)字化電廠的建設(shè)已有較深入的研究和基礎(chǔ)。如中廣核工程公司“智能電站”建設(shè)，國(guó)家核電上海核工程研究設(shè)計(jì)院的“數(shù)字化電廠”建設(shè)等。但針對(duì)數(shù)值反應(yīng)堆領(lǐng)域的研發(fā)，各單位還處于前期調(diào)研和規(guī)劃階段。上海核工院根據(jù)美國(guó)、歐洲的發(fā)展情況，結(jié)合數(shù)字化電廠的建設(shè)，初步確立了數(shù)值反應(yīng)堆的發(fā)展規(guī)劃。中國(guó)核動(dòng)力院及哈爾濱工程大學(xué)也針對(duì)美國(guó)CASL等項(xiàng)目做了前期的調(diào)研和研發(fā)計(jì)劃。總之，國(guó)內(nèi)部分企業(yè)和高校都對(duì)國(guó)際數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)發(fā)展進(jìn)行了前期的調(diào)研，但實(shí)質(zhì)的研究開(kāi)發(fā)還處于初期階段。企業(yè)及高校應(yīng)聯(lián)合投入更多的資源進(jìn)行開(kāi)發(fā)，爭(zhēng)取在新一輪的核能研發(fā)領(lǐng)域趕上歐美發(fā)達(dá)國(guó)家的步伐。
 四、關(guān)鍵技術(shù)及挑戰(zhàn)

       傳統(tǒng)的仿真技術(shù)通常可以基于簡(jiǎn)化假設(shè)，多個(gè)同時(shí)相互作用的物理過(guò)程的發(fā)生可以通過(guò)非耦合(獨(dú)立)或松弛耦合(輕度相關(guān))的仿真過(guò)程被保守地仿真。這種方法已經(jīng)適用于核能行業(yè)并將繼續(xù)支持反應(yīng)堆的安全運(yùn)行和核燃料可靠性能研究。而核能數(shù)值反應(yīng)堆則是建立在先進(jìn)的數(shù)值計(jì)算方法及多物理，多尺度耦合技術(shù)基礎(chǔ)上的先進(jìn)仿真建模技術(shù)。國(guó)內(nèi)外研究經(jīng)驗(yàn)表明開(kāi)發(fā)核能數(shù)值反應(yīng)堆的關(guān)鍵技術(shù)主要包括：
       ?大規(guī)模、高性能的并行數(shù)值計(jì)算技術(shù)：多層尺度的細(xì)節(jié)仿真計(jì)算及多物理集成計(jì)算需要高性能計(jì)算(HPC)平臺(tái)提供高速、并行的計(jì)算環(huán)境作為支撐。
       ?具有多物理耦合的仿真集成環(huán)境或平臺(tái)：多尺度、多物理專業(yè)軟件的集成需開(kāi)發(fā)一個(gè)統(tǒng)一的集成環(huán)境和架構(gòu)，形成標(biāo)準(zhǔn)的接口。
       ?超精細(xì)、強(qiáng)耦合、高度復(fù)雜的多物理模型的研究和開(kāi)發(fā)：可預(yù)測(cè)仿真功能的實(shí)現(xiàn)需要對(duì)各物理模型分析的代碼及工具進(jìn)行適應(yīng)性修改或重構(gòu)，使之能夠被集成到統(tǒng)一的集成平臺(tái)或仿真環(huán)境，同時(shí)還要滿足更高精度的要求。
       ?反應(yīng)堆設(shè)計(jì)和運(yùn)行中涉及的基礎(chǔ)科學(xué)的發(fā)展：如反應(yīng)堆工程、材料、化工、流體力學(xué)等基礎(chǔ)科學(xué)的發(fā)展。
 五、結(jié)論

       設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)一個(gè)新的核反應(yīng)堆通常是一個(gè)漫長(zhǎng)、耗費(fèi)巨大的過(guò)程，主要原因是在新電廠建立之前必須要做大量的實(shí)驗(yàn)并建立原型反應(yīng)堆進(jìn)行示范運(yùn)行。隨著具有可預(yù)測(cè)性仿真功能的數(shù)值反應(yīng)堆的發(fā)展成熟，將會(huì)大大減少相關(guān)試驗(yàn)，縮短開(kāi)發(fā)周期、降低研發(fā)成本，從而綜合提升核電站的成熟性、經(jīng)濟(jì)性和可靠性。可以預(yù)想，核能數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)將會(huì)成為下一代核能研發(fā)的重要工具。