Усовершенствованная нейтронная система

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.

 

[0001] Если лист с данными заявки подан в дату подачи данной заявки, он включается в данное описание изобретения путем ссылки. Любые заявки, притязающие на приоритет по листу с данными заявки в соответствии с положениями Раздела 35, §§ 119, 120, 121 или 365(c), Кодекса законов США и все без исключения родительские, дедовские и прадедовские заявки на этих заявок на патент также включаются путем ссылки, включая любые притязания на приоритет, содержащиеся в этих заявках, и любой материал, включенный путем ссылки, при условии, что такой объект не является несовместимым с объектом данной заявки.

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

[0002] Настоящая заявка имеет отношение к дате приоритета и/или притязает на право установления даты приоритета по самой ранней действительной дате(ам) подачи указанной ниже заявки(ок) ("Приоритетные заявки"), если они имеются, перечисленных ниже (например, притязает на приоритет по самым ранним действительным датам приоритета для заявок, отличных от предварительных заявок на патент, или на право установления приоритета на основании Раздела 35 § 119(e) Кодекса законов США для предварительных заявок на патент для всех без исключения родительской, дедовской, прадедовской и т.п. заявок приоритетной заявки(ок)). Кроме того, настоящая заявка связана с "Родственными заявками", если таковые имеются, перечисленными ниже.

Приоритетные заявки:

[0003] Для соответствия не предусмотренным законодательством требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США, настоящая заявка притязает на право приоритета по предварительной заявке на патент США №61/629,430, на изобретение "ENHANCED NEUTRONICS SYSTEMS" с указанием Jesse R. Cheatham III, Robert С. Petroski, Nicholas W. Touran, Charles Whitmer как изобретателей, поданной 18 НОЯБРЯ 2011 года, которая была подана в течение двенадцати месяцев, предшествующих дате подачи настоящей заявки или является заявкой, по которой дано наименование изобретению совместно с рассматриваемой в данный момент заявкой с использованием права на приоритет по дате подачи заявки.

Родственные заявки:

[0004] Отсутствуют

[0005] Патентное ведомство по патентам и товарным знакам США (USPTO) опубликовало извещение о том, что для компьютерных программ USPTO требуется, чтобы заявители сообщили порядковый номер заявки и указали, какого рода заявка: продолжающая, частично продолжающая или же родовая заявка. Stephen G. Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003. The USPTO, к тому же, представило формы Листа данных заявки, которая позволяет осуществлять автоматическую загрузку библиографических данных, но которая требует идентификации каждой заявки как продолжающей, частично продолжающей или выделенной из родовой заявки. Субъектом права на настоящую заявку (ниже называемый "Заявитель") выше дана конкретная ссылка на заявку(и), по которой испрашивается приоритет, согласно нормам законодательства. Заявитель осознает, что законодательство является точно выраженным на определенном для него официальном языке и для притязания на приоритет по заявкам на патент США оно не требует ни указания порядкового номера заявки, ни какой-либо характеризации, такой как "продолжающая" или "частично продолжающая". Несмотря на вышеизложенное, Заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO предъявляют определенные требования к вводу данных и, поэтому, Заявитель дал обозначение(я) связи между настоящей заявкой и ее родовой заявки как указано выше и в любых листах данных заявки, поданных в данной заявке, но прямо отмечает, что такое обозначение(ия) никоим образом не должно истолковываться как своего рода пояснение и/или допущение относительно того, содержит или нет настоящая заявка какой-либо новый объект в дополнение к объекту родовой заявки(ок).

[0006] Если приведенные выше перечни заявок расходятся с перечнями, представленными в Листах данных заявки, это объясняется намерением Заявителя заявить о праве на приоритет по каждой заявке, сведения о которой присутствуют в разделе "Приоритетные заявки" Листа данных заявки, и по каждой заявке, сведения о которой присутствуют в разделе "Приоритетные заявки" данной заявки.

[0007] Объект приоритетных заявок и родственных заявок и всех без исключения родительских, дедовских, прадедовских и т.п. Приоритетных заявок и Родственных заявок, включая любые притязания на приоритет, включен в данную заявку путем ссылки при условии, что такой объект не является несовместимым с ее объектом.

ПРЕДПОСЫЛКИ СОЗДАНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0008] Настоящая заявка касается реакторов ядерного деления и систем, практических применений и устройств, связанных с ними.

КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0009] Показательные варианты осуществления обеспечивают работу реакторов ядерного деления и интерфейсов взаимосвязи с ними, которые включают симуляцию. Показательные варианты осуществления и особенности изобретения включают, без ограничения, интерфейс моделирования ядерного реактора и систему моделирования, настроенную на симуляцию работы различных ядерных реакторов и модулей реакторов, включая модульные ядерные реакторы и модули реакторов, реакторы дефлаграционной волны ядерного деления и модули реакторов, модульные реакторы дефлаграционной волны ядерного деления и модули, способы управления ядерными реакторами и модулями, включая вышеупомянутые, способы симуляции эксплуатации ядерных реакторов и блоков, включая вышеупомянутые, и т.п.

[0010] Приведенное выше краткое изложение сущности изобретения служит исключительно в целях пояснения и никоим образом не имеет целью ограничить объем изобретения. В дополнение к упомянутым выше иллюстративным особенностям, вариантам осуществления и признакам изобретения, из следующего ниже подробного описания изобретения, которое ведется со ссылкой на прилагаемые чертежи, станут очевидны другие особенности, варианты осуществления и признаки.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ФИГУР

[0011] Прилагаемые чертежи, которые включены в данный документ и являются составной часть описания, иллюстрируют, вместе с текстом описания, объект настоящего изобретения и, к тому же, служат для пояснения принципов заявляемого объекта и для того, чтобы специалист в области техники, к которой относится изобретение, мог изготовить и использовать заявляемый объект.

[0012] Фиг. 1A - показательный реактор ядерного деления схематическое изображение;

[0013] фиг. 1B - пояснительный модульный реактор ядерного деления с дефлаграционной волной, вид в перспективе, схематическое представление;

[0014] фиг. 1C - пример жидкостного охлаждения, схематическое изображение;

[0015] фиг. 2A и 2B - примеры тепловыделяющих сборок ядерного реактора, схематическое изображение;

[0016] фиг. 3 - пример несплошного топливного материала ядерного деления;

[0017] фиг. 4 - пример тепловыделяющей сборки модульного ядерного реактора, схематическое изображение;

[0018] фиг. 5A и 5B - примеры устройств, оказывающих влияние на нейтроны, схематическое изображение;

[0019] фиг. 6A и 6B - пример ядерного облучения и перемещения топливного материала, схематическое изображение;

[0020] фиг. 7A - 7C - пример регулирования температуры реактивности ядерного реактора, схематическое изображение;

[0021] фиг. 8A - 8C - примеры элементов и групп элементов, схематическое изображение;

[0022] фиг. 9 - пример кривой выхода продуктов деления;

[0023] фиг. 10 - пример системы управления реактором, схематическое изображение; и

[0024] фиг. 11-22 - блок-схемы последовательностей операций иллюстративных способов, связанных с имитационным моделированием и/или управлением ядерными реакторами;

[0025] фиг. 23 - система моделирования ядерного реактора, схематическое изображение;

[0026] фиг. 24A - структура класса примера интерфейса для моделирования, схематическое изображение;

[0027] фиг. 24B - пример структуры узла, схематическое изображение;

[0028] Фиг. 24C - пример структуры блока, схематическое изображение;

[0029] Фиг. 25 - пример файла с входными данными для моделирования;

[0030] Фиг. 26 - пример входного графического интерфейса пользователя;

[0031] Фиг. 27 - пример выходного графического интерфейса пользователя;

[0032] Фиг. 28 и 29 - примеры способов.

[0033] Ниже приведено описание раскрытых вариантов осуществления со ссылкой на прилагаемые чертежи. На чертежах схожими числовыми позициями могут быть обозначены идентичные или аналогичные элементы. К тому же в числовой позиции самая(ые) крайняя(ие) слева цифра(ы) может(гут) идентифицировать чертеж, на котором числовая позиция появляется впервые.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Введение

[0034] Приведенное ниже подробное описание изобретения ведется со ссылкой на прилагаемые чертежи, которые являются его неотъемлемой частью. На чертежах в общем схожими позициями обозначены аналогичные элементы, если только в контексте не оговорено иное. Показательные варианты осуществления, рассматриваемые в подробном описании изобретении, чертежах и формуле изобретения, не носят ограничительного характера. Возможно использование других вариантов осуществления и могут быть внесены другие изменения в пределах сущности и объема представленного здесь предмета обсуждения.

[0035] Следует отметить, что для толкования формулы изобретения предназначен раздел "Подробное описание изобретения", а не разделы "Краткое изложение сущности изобретения" или "Реферат". Разделы "Краткое изложение сущности изобретения" и "Реферат" могут отражать один или несколько, но не все показательные варианты осуществления и, таким образом, никоим образом не имеют целью ограничить заявляемый объект изобретения и прилагаемую формулу изобретения.

[0036] Несмотря на то, что рассматриваются конкретные конфигурации и устройства, следует понимать, что это сделано лишь для пояснительных целей. Специалисту в данной области техники будет понятно, что могут использоваться другие конфигурации в пределах сущности и объема заявляемого объекта изобретения. Для специалиста в данной области техники будет очевидным, что заявляемый объект изобретения может использоваться в ряде других областей практического применения. Объем заявляемого объекта изобретения не ограничивается рассматриваемыми вариантами осуществления. Заявляемый объект изобретения определяется формулой изобретения, прилагаемой к данному документу.

[0037] Упоминания "один вариант осуществления", "вариант осуществления", "этот вариант осуществления", "показательный вариант осуществления" и т.д. указывают на то, что описываемый вариант осуществления может содержать конкретные признак, структуру или характеристику, но нет необходимости в том, чтобы конкретные признак, структуру или характеристику включал каждый вариант осуществления. Кроме того, такие выражения не обязательно должны относиться к одному и тому же варианту осуществления. К тому же, когда в связи с вариантом осуществления описывается конкретные признак, структура или характеристика, понятно, что специалист в данной области техники достаточно осведомлен для осуществления таких признака, структуры или характеристики применительно к другим вариантам осуществления вне зависимости от присутствия их описания в явной форме.

[0038] В некоторых частных случаях один или несколько компонентов могут здесь упоминаться как "настроенный на", "настраиваемый на", "действующий так, что", "адаптированный/адаптируемый", "способный", "согласуемый/согласованный с" и т.д. Специалистам в данной области техники понятно, что такие термины (например "настроенный на") в общем случае могут распространяться на компоненты в активном состоянии, и/или компоненты в неактивном состоянии, и/или компоненты в состоянии ненагруженного резерва, если только в контексте не требуется иное.

[0039] Специалисты в данной области техники осознают, что существующий уровень техники получил развитие до такой степени, когда осталось мало различия между реализациями особенностей систем на основе аппаратных средств, программных средств и/или программно-аппаратных средств; использование аппаратных средств, программных средств и/или программно-аппаратных средств в большинстве случаев (но не всегда, по той причине, что в некоторых контекстах выбор между аппаратными средствами и программными средствами может иметь важное значение) представляет собой компромиссное проектное решение, в котором выбрано оптимальное соотношение между стоимостью и эффективностью. Для специалистов в данной области техники очевидно, что существуют различные средства, с помощью которых могут быть реализованы процессы, и/или системы, и/или другие описанные здесь технологии (например аппаратные, программные и/или программно-аппаратные), и что то средство, которое является предпочтительным, будет изменяться в зависимости от контекста, в котором применяются процессы, и/или системы, и/или другие технологии. Например, если разработчик устанавливает, что наиболее важное значение имеют быстродействие и точность, разработчик может отдать предпочтение главным образом аппаратному и/или программно-аппаратному средству; в соответствии с другим вариантом, если наиболее важна гибкость, разработчик может отдать предпочтение главным образом программной реализации; или, в соответствии с еще одним вариантом, разработчик может отдать предпочтение сочетанию аппаратному, программному и/или программно-аппаратному средству. Следовательно, имеется несколько возможных сред, с помощью которых могут быть осуществлены процессы, и/или устройства, и/или другие технологии, описанные здесь, ни одна из которых в сущности не превосходит другую, так как любое средство, которое должно использоваться, является выбором, зависимым от контекста, в котором будет применяться средство, и конкретных проблем (например, быстродействия, гибкости или предсказуемости), требующих решения разработчиком, любые из которых могут изменяться. Для специалистов в данной области техники будет понятно, что оптические аспекты реализаций, как правило, будут предполагать применение оптически ориентированного аппаратного, программного и/или программно-аппаратного средства.

[0040] В вышеприведенном подробном описании изобретения описаны различные модификации устройств и/или процессов, представленные посредством использования структурных блок-схем, блок-схем последовательностей операций и/или примеров. Поскольку такие структурные блок-схемы, блок-схемы последовательностей операций и/или примеры содержат одну или несколько функций и/или операций, специалистам в данной области техники будет понятно, что каждая функция и/или операция в таких структурных блок-схемах, блок-схемах последовательностей операций или примерах может быть реализована, в отдельности и/или совместно, с помощью разнообразных аппаратных, программных, программно-аппаратных средств или фактически любой их комбинации. В варианте осуществления несколько частей описываемого здесь объекта изобретения может быть реализовано с помощью специализированных интегральных схем (СИС), программируемых логических матриц типа FPGA (ПЛМ типа FPGA), процессоров цифровых сигналов (ПЦС) или других интегральных структур. Однако для специалистов в данной области техники будет понятно, что некоторые аспекты раскрытых здесь вариантов осуществления, полностью или частично, могут быть также точно реализованы на интегральных схемах, когда одна или несколько компьютерных программ выполняются на одном или нескольких компьютерах (например, когда одна или несколько программ выполняются на одной или более компьютерных системах), когда одна или несколько программ выполняются на одном или нескольких процессорах (например, одна или несколько программ выполняются на одном или нескольких микропроцессорах) как программно-аппаратные средства или как практически любая их комбинация, и что знаний специалиста в области техники будет достаточно для того, чтобы спроектировать схемы и/или записать код для программных средств и/или программно-аппаратных средств. Кроме того, для специалистов в данной области техники должно быть понятно, что описываемые здесь механизмы объекта изобретения способны распределяться как программный продукт в различных формах и что пояснительный вариант осуществления объекта изобретения, описываемый здесь, применяется независимо от конкретного типа передающей сигналы среды, используемой для того, чтобы фактически осуществить распределение. Примерами передающей сигналы среды могут служить без ограничений следующие среды: среда для записи информации, такая как гибкий диск, накопитель на жестком диске, компакт-диск (CD), цифровой видеодиск (DVD), лента для цифровой записи, машинная память и т.д.; и среда передающего типа, такая как цифровая и/или аналоговая среда передачи данных (например, волоконно-оптический кабель, волновод, проводная линия связи, беспроводная линия связи (например, передатчик, приемник, передающие логические схемы, приемные логические схемы и т.д.)).

[0041] В показательных вариантах осуществления в краткой форме рассматриваются реакторы ядерного деления, а также устройства и способы для их эксплуатации и симуляции. Показательные варианты осуществления и особенности включают, без ограничения, реакторы ядерного деления и модули реакторов, включая модульные реакторы ядерного деления и модули реакторов, реакторы дефлаграционной волны ядерного деления и блоки реакторов, модульные реакторы дефлаграционной волны ядерного деления и блоки реакторов, способы эксплуатации ядерных реактором и модулей, включая вышеупомянутые, способы симуляции работающих ядерных реакторов и модулей, включая вышеупомянутые, и т.п.

[0042] Еще в краткой форме и со ссылкой на фиг. 1A будет рассмотрен, в целях пояснения, а не ограничения объема пояснительный реактор 10 ядерного деления. Реактор 10 ядерного деления может представлять собой, в частности, без ограничения реактор дефлаграционной волны ядерного деления. Реактор 10 соответствующим образом содержит ядро 100 ядерного реактора, расположенное внутри корпуса 12 реактора, и систему поддачи охладителя реактора, содержащую одну или несколько охлаждающих петель 14 реактора.

[0043] Реактор может представлять собой модульную конструкцию, содержащую один или несколько модулей (см., например, показательный модульный реактор 50, изображенный на фиг. 1B). Каждый модуль 12 реактора может быть функционально связан сообщением по текучей среде через систему 56 подачи охладителя реактора по меньшей мере с одним радиатором 58. Таким образом, каждый в отдельности из модулей ядерного реактора можно считать полной, автономной системой ядерного реактора. Модуль ядерного реактора может быть связан нейтронной связью с по меньшей мере одним другим соседним модулем реактора. Таким образом, соседние модули ядерного реактора могут быть интегрированы через нейтронную связь и все же физически отделены друг от друга.

[0044] Для того чтобы можно было понять, как осуществляется управление и симуляция реакторов, таких как реактор 10 и реактор 50, сначала будет описана на примерах, не носящих ограничительный характер, иллюстративная нуклеоника ядра. Хотя предполагается, что вариантов осуществления реактора много, рассматривается несколько примеров этих реакторов, не носящих ограничительный характер, в заявке на патент США №12/069,907, озаглавленной "MODULAR NUCLEAR FISSION REACTOR", в которой в качестве изобретателей названы AHLFELD, CHARLES Ε., GILLELAND, JOHN ROGERS, HYDE, RODERICK Α., ISHIKAWA, MURIEL Y., MCALEES, DAVID G., MYHRVOLD, NATHAN P., WHITMER, CHARLES и WOOD, LOWELL L., поданной 12 февраля 2008 г., заявке на патент США №11/605,943, озаглавленной "AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION", в которой в качестве изобретателей названы RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR., поданной 28 ноября 2006 г., заявке на патент США №11/605,848, озаглавленной "METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR", в которой в качестве изобретателей названы RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR., поданной 28 ноября 2006 г., и в заявке на патент США №11/605,933, озаглавленной "CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR", в которой в качестве изобретателей названы RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR., поданной 28 ноября 2006 г., содержание которых полностью включено посредством ссылки в данную заявку. Далее излагаются подробности, касающиеся нескольких показательных вариантов осуществления и особенностей реакторов.

Соображения, которые должны быть приняты во внимание

[0045] Перед тем, как приступить к рассмотрению особенностей реакторов, таких как реактор 10 и реактор 50, будут изложены некоторые соображения в отношении вариантов осуществления реакторов путем краткого описания, которые не должны толковаться как ограничения. Некоторые варианты осуществления реакторов удовлетворяют многим из соображений, рассмотренных ниже. С другой стороны, некоторые другие варианты осуществления реакторов могут удовлетворять одной или отдельным нескольким из этих соображений и не требуют приведению в соответствие со всеми из соображений, описанных ниже.

[0046] Некоторые из топлив ядерного деления, предназначенных для использования в вариантах осуществления реакторов, как правило, широко доступны, например без ограничения уран (природный, обедненный или обогащенный), торий, плутоний или даже ранее выгоревшие тепловыделяющие сборки ядерного деления. В вариантах осуществления реакторов могут использоваться другие, менее широко доступные топлива ядерного деления, такие как без ограничения другие актинидные элементы или их изотопы. Хотя некоторые варианты осуществления реакторов рассчитаны на долгосрочную работу при полной мощности, или неполной мощности, порядка примерно от ⅓ столетия до примерно ½ столетия или дольше, особенность некоторых вариантов осуществления реакторов не предполагает перегрузку топлива ядерного деления. Однако другие варианты осуществления реакторов предполагают возможность перегрузки топлива ядерного деления. В некоторых случаях варианты осуществления могут предполагать захоронение на месте и конец срока службы. Перегрузка топлива ядерного деления может иметь место во время периодов простоя и/или работы на мощности. Предполагается также, что в некоторых случаях можно избежать переработки отработавшего топлива ядерного деления, что уменьшает возможности перепрофилирования на использование для военных целей и другие проблемы.

[0047] В некоторых вариантах осуществления реакторы могут располагаться под землей, при этом от них могут исходить большие резкие и небольшие устойчивые выбросы радиоактивных веществ в биосферу. Для некоторых вариантов осуществления может требоваться минимизация управления со стороны оператора, при этом степень автоматизации этих вариантов осуществления максимально достижимая. Некоторые варианты осуществления проектируются с ориентацией на срок службы, когда они могут работать от момента запуска до останова в конце срока службы. В некоторых разработках с ориентацией на срок службы варианты осуществления реакторов могут работать по существу полностью автоматически. Некоторые варианты осуществления допускают возможность их реализации в модульном исполнении. И наконец, некоторые варианты осуществления могут быть спроектированы в расчете на высокую плотность энерговыделения или выбираемые значения плотности энерговыделения, соответствующие различным проектным соображениям, таким как соображения, включающие критерии выгорания, потребляемую мощность, нейтронный поток и другие параметры.

[0048] Во время работы материалы (например, химические элементы и изотопы химических элементов) в реакторе, особенно в области ядра реактора, с течением времени испытывают изменения. Например, атомы топлива ядерного деления распадаются на продукты деления. Атомы топлива, конструкционные материалы, материалы, поглощающие нейтроны (отравляющие продукты деления или поглощающие нейтроны материалы, специально введенные в реактор), и другие могут поглощать нейтроны и становиться изотопами или химическими элементами. Эти изменения могут быть обусловлены выбранным проектным решением и управлением реактором как в течение короткого срока, так и в течение длительного срока. Возможность перемещения материалов по всему ядру может способствовать увеличению эффективного срока службы реактора.

[0049] Некоторые особенности различных вариантов осуществления реакторов проистекают из некоторых из вышеупомянутых соображений. Например, желание обеспечить работу в течение ⅓-½ столетия (или в течение более длительного периода) при полной мощности без останова для перегрузки топлива ядерного деления и вместе с тем избежать необходимости переработки топлива ядерного деления может вынуждать использовать спектр быстрых нейтронов. В качестве другого примера, в некоторых вариантах изобретения реактор выполняется с отрицательным температурным коэффициентом (αT) реактивности, как, например, за счет отрицательной обратной связи по локальной реактивности, реализованной с помощью сильных поглотителей нейтронов или посредством других подходов к регулированию реактивности. Как альтернативное решение или в дополнение, некоторые варианты осуществления настроены таким образом, чтобы осуществлялось управление процессом деления, полностью или частично, путем обеспечения спектрального сдвига в нейтронном потоке с использованием спектральных способов управления, таких как смещение и/или введение на некоторый период времени регулятора нейтронов. Еще в одном примере, в некоторых модульных вариантах осуществления с дефлаграционной волной, с помощью распределенного термостата обеспечивается возможность существования режима распространяющейся дефлаграционной волны ядерного деления. Этот режим одновременно обеспечивает возможность достижения высокого среднего значения выгорания необогащенных актинидных топлив, таких как природные уран или торий, и использования сравнительно небольшой области "запальника ядерного деления" умеренного изотопного обогащения расщепляющихся ядерных материалов в заряде топлива ядра реактора. Как другой пример, в некоторых вариантах осуществления, в первом и втором контурах охлаждении ядра предусмотрено многократное дублирование.

Показательные варианты осуществления реакторов ядерного деления

[0050] Теперь, когда изложены некоторые из соображений, которые необходимо принимать во внимание, в отношении некоторых из вариантов осуществления реакторов, будет более подробно рассмотрен показательный вариант осуществления реакторов ядерного деления. Эта информация приводится для того, чтобы лучше понять соображения, принимаемые во внимание при моделировании и симуляции работы ядерного реактора. Следует отметить, что следующее ниже описание показательных вариантов осуществления ядерного реактора приведено лишь как примеры, не носящие ограничительный характер, а не как ограничение. Как упомянуто выше, имеется в виду несколько вариантов осуществления ядерных реакторов и их симуляция, а также дополнительные особенности реактора 10. После рассмотрения особенностей, касающихся показательного варианта осуществления реактора 10, будут также рассмотрены другие варианты осуществления и особенности.

[0051] Из фиг. 1A также видно, что реактор 10 в показательном варианте осуществления содержит ядро в сборе 100 реактора, которая расположена внутри корпуса 12 реактора высокого давления. Предполагается несколько вариантов осуществления и особенностей ядра в сборе 100 реактора, которые будут рассмотрены ниже. Некоторые из особенностей, которые подробно рассматриваются ниже, включают: топливные материалы ядерного деления и соответствующую им нуклеонику, тепловыделяющие сборки, геометрии тепловыделяющих сборок и эксплуатацию и симуляцию ядра в сборе 100 реактора в полной системе реактора.

[0052] Корпус 12 реактора высокого давления соответственно представляет собой любой подходящий корпус высокого давления, известный в данной области техники, и может быть изготовлен из материалов любого подходящего вида, допустимых для использования в корпусах реакторов высокого давления, таких как, например, без ограничения нержавеющая сталь. Внутри корпуса 12 реактора высокого давления ядро в сборе 100 реактора окружают отражатель нейтронов (не показан) и противорадиационный защитный экран (не показан). В некоторых вариантах осуществления корпус 12 реактора высокого давления размещен под землей. В таких случаях корпус 12 реактора высокого давления может также служить для ядра в сборе 100 реактора могильным контейнером. В этих вариантах осуществления корпус 12 реактора высокого давления соответственно окружен областью (не показана) изоляционного материала, такого как сухой песок, для долговременного изолирования от окружающей среды. Размер области (не показана) изоляционного материала может составлять примерно 100 метров в диаметре или около этого. Однако в других вариантах осуществления корпус 12 реактора высокого давления располагается на или около поверхности земли.

[0053] Охлаждающие петли 14 реактора передают тепло, образующееся в результате ядерного деления в ядре в сборе 100 реактора, применяемым теплообменникам 16. Теплоноситель ядерного реактора может быть выбран таким, какой нужен для конкретного практического применения. В некоторых вариантах осуществления охладителем реактора соответственно является газообразный гелий (He). В других вариантах осуществления охладителем реактора соответственно могут быть другие находящиеся под давлением инертные газы, такие как неон, аргон, криптон, ксенон или другие текучие среды, такие как вода или газообразный или сверхжидкий диоксид углерода, или жидкие металлы, такие как натрий или свинец, или сплавы металлов, такие как Pb-Bi, или органические охладители, такие как полифенилы или фторуглероды. Охлаждающие петли реактора соответственно могут быть изготовлены по желанию из тантала (Ta), вольфрама (W), алюминия (Al), стали или других железных или цветных сплавов, или сплавов на основе титана или циркония, или из других металлов и сплавов, или из других конструкционных материалов или композиционных материалов.

[0054] В некоторых вариантах осуществления применяемыми теплообменниками 16 могут быть парогенераторы, генерирующие пар, который служит главным движителем для вращающегося оборудования, такого как электрические турбогенераторы 18 в электростанции 20. В таком случае ядро в сборе 100 реактора соответственно работает при высоких рабочих давлении и температуре, таких как примерно выше 1000K, и паром, генерируемым в парогенераторе, может быть перегретый пар. В других вариантах осуществления применяемый теплообменник 16 может представлять собой любой парогенератор, генерирующий пар при более низких давлениях и температурах (то есть не обязательно перегретый пар), и ядро в сборе 100 реактора работает при температурах ниже приблизительно 550K. В этих случаях применяемые теплообменники 16 могут обеспечивать необходимое для технологических процессов тепло для таких областей применения, как установки для опреснения морской воды или для переработки биомассы посредством дистилляции в этанол и т.д.

[0055] Необязательные насосы 22 подачи охладителя реактора, осуществляют циркуляцию теплоносителя через ядро в сборе 100 ядерного реактора и применяемые теплообменники 16. Следует отметить, что хотя в иллюстративном варианте осуществления показаны насосы и циркуляция, обеспечиваемая за счет сил гравитации, другие подходы могут не предусматривать использование насосов или циркуляционных устройств или иметь подобные геометрические ограничения. Насосы 22 подачи охладителя реактора соответственно могут быть предусмотрены тогда, когда ядро в сборе 100 реактора расположено приблизительно вертикально в одной плоскости с применяемыми теплообменниками 16, в результате чего тепловой движущий напор не образуется. Насосы 22 подачи охладителя реактора тоже могут быть предусмотрены в том случае, когда ядро в сборе 100 реактора находится под землей. Однако в случае, когда ядро в сборе 100 реактора находится под землей или любым образом размешено так, что ядро в сборе 100 реактора расположено ниже применяемых теплообменников 16 с промежутком в вертикальной плоскости, тепловой движущий напор может создаваться между охладителем реактора, выходящим из корпуса 12 реактора высокого давления, и охладителем реактора, выходящим из применяемых теплообменников 16, при более низкой температуре, чем теплоноситель ядерного реактора, выходящий из корпуса 12 реактора высокого давления. Когда существует достаточная величина теплового движущего напора, нет необходимости во введении насосов 22 подачи охладителя реактора для обеспечения достаточной циркуляции охладителя реактора через ядро в сборе 100 реактора для отведения тепла, выделяемого в результате ядерного деления во время работы на мощности.

[0056] В некоторых вариантах осуществления может быть предусмотрено наличие более чем одной охлаждающей петли 14 реактора, что обеспечивает дублирование в случае возникновения аварийной ситуации, такой как авария с потерей теплоносителя, авария с потерей охладителя, авария с потерей потока, течь из первого во второй контур и т.п., с любой из других охлаждающих петель 14 реактора. Каждая охлаждающая петля 14 реактора может быть рассчитана на работу при полной мощности, хотя в некоторых областях применения это ограничение может отсутствовать.

[0057] В некоторых вариантах осуществления в линиях охлаждающей системы 14 подачи охладителя реактора введены запорные элементы 24, такие как отсечные клапаны для охладителя реактора. В каждой охлаждающей петле 14 реактора запорный элемент 24 может быть введен в линии выпуска из корпуса 12 реактора высокого давления и в возвратной линии, идущей от выпуска применяемого теплообменника 16 к корпусу 12 реактора высокого давления. Запорные элементы 24 могут представлять собой быстродействующие запорные элементы, которые быстро устанавливаются в закрытое положение при возникновении аварийной ситуации, как, например, при выявлении в охладителе реактора значительного содержания продуктов ядерного деления. Запорные элементы 24 могут быть введены в дополнение к дублирующей системе автоматически срабатывающих клапанов (не показаны).

[0058] Для отвода тепла, оставшегося после окончания срока службы (остаточных тепловыделений), введены один или несколько теплообменников 26 сбросного типа. Теплообменник 26 сбросного типа содержит петлю первого контура, настроенную на циркуляцию через ядро в сборе 100 реактора охладителя, с помощью которого осуществляется отвод остаточных тепловыделений. Теплообменник 26 сбросного типа содержит петлю второго контура, подсоединенную к инженерно-технической сети тепловых труб для сброса тепла (не показана). В некоторых ситуациях, например для целей дублирования, может быть введен более чем один теплообменник 26 сбросного типа. Теплообменник 26 сбросного типа может быть расположен над ядром в сборе 100 реактора на удалении от него в вертикальном направлении, чтобы создать достаточный по величине тепловой движущий напор для обеспечения возможности свободного стекания охладителя отвода остаточных тепловыделений без необходимости в наличии насосов откачки охладителя для отвода остаточных тепло выделений. Однако в некоторых вариантах осуществления может быть предусмотрено наличие насосов откачки охладителя для отвода тепловыделений (не показаны). Для отвода остаточных тепловыделений могут использоваться, когда это целесообразно, насосы подачи охладителя реактора ядерного реактора.

[0059] Теперь, когда приведен показательный вариант осуществления реактора 10, будут рассматриваться другие варианты осуществления и особенности. Сначала рассмотрим варианты осуществления и особенности ядра в сборе 100 реактора. В первую очередь ниже дается краткое описание ядра в сборе 100 реактора и его нуклеоники, после чего описываются показательные варианты осуществления и другие особенности ядра в сборе 100 реактора. Эта информация опять-таки способствует лучшему пониманию и дает возможность лучше понять соображения, которые принимались во внимание при моделировании или симуляции работы ядерного реактора.

[0060] Конструктивные компоненты ядра в сборе 100 реактора, краткое описание которых в общих чертах приведено ниже, могут быть изготовлены из тантала (Ta), вольфрама (W), рения (Re), различных сплавов, включая без ограничения стали, такие как мартенситные нержавеющие стали (например НТ9), аустенитные нержавеющие стали (например типа 316), или композиционный материал на основе углерода, керамики и т.п. Эти материалы подходят из-за высоких температур, при которых работает ядро в сборе 100 реактора, и благодаря тому, что они обладают сопротивлением ползучести на протяжении ожидаемой продолжительности работы на полной мощности, механической обрабатываемостью и коррозионной стойкостью. Конструктивные компоненты могут быть изготовлены из отдельных материалов или из комбинаций материалов (например, покрытия, сплавы, полислои, композиционные материалы и т.п.). В некоторых вариантах осуществления ядро в сборе 100 реактора работает при значительно более низких температурах, и в силу этого для конструктивных элементов можно использовать другие материалы, такие как алюминий (Al), сталь, титан (Ti) и подобные им материалы по отдельности или в комбинациях.

[0061] В вариантах осуществления с дефлаграционой волной ядро в сборе 100 реактора может включать в себя небольшой запальник ядерного деления и более значительную по величине область распространения волны дефлаграционного горения ядерного деления. В области распространения волны дефлаграционного горения ядерного деления, соответственно, содержится ториевое или урановое топливо, и общий принцип ее действия основан на воспроизводстве топлива ядерного деления с использованием быстрого спектра нейтронов. В некоторых вариантах осуществления с дефлаграционной волной во всей ядре в сборе 100 реактора поддерживается постоянная температура с помощью термостатирующих модулей, которые регулируют локальный нейтронный поток и, тем самым, обеспечивают управление локальной выработкой энергии. Некоторые показательные варианты осуществления с дефлаграционной волной более подробно рассмотрены в вышеупомянутой заявке на патент США №11/605,933, озаглавленной "CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR" ("заявка '933"), содержание которой включено в данное описание изобретения полностью посредством ссылки.

[0062] Ядерные реакторы могут быть модульными. Обратимся теперь к фиг. 1В, где изображен пояснительный модульный реактор 50. Следует особо отметить, что приведенное ниже описание показательного варианта осуществления реактора 50 дано исключительно в виде примера, не носящего ограничительный характер, а не с целью ограничения объема изобретения. Как упомянуто выше, рассматривается несколько вариантов осуществления реакторов, такие как реакторы 10 и 50, а также дальнейшие особенности реакторов. Особенности, показанные в реакторах 10 и 50, могут быть реализованы по отдельности или в любом подходящем сочетании. После рассмотрения особенностей, касающихся показательного варианта осуществления реактора 50, будут рассмотрены другие варианты осуществления и особенности.

[0063] Модульный реактор 50 показан для наглядности и не имеется в виду сведение конструкции модульных реакторов к тороидальному расположению или любому другому расположению модулей 52 реактора. Очевидно, что не ставится целью ограничение до рамок только такого геометрического расположения или вообще любого геометрического расположения любого типа. Для этого далее ниже рассматриваются дополнительные варианты расположения модулей 52. Для краткости изложения описание дополнительных вариантов расположения модулей 52 реактора ограничено описанием проиллюстрированных здесь блоков. Однако следует иметь в виду, что модули 52 реактора могут быть расположены вообще любым желаемым образом и могут обеспечивать нейтронную связь соседних модулей 52 реактора дефлаграционной волны ядерного деления.

[0064] Как рассмотрено выше, приведенный как пример модульный реактор 50 соответствующим образом содержит модули 52 реактора. Каждый модуль 52 реактора может соответствующим образом содержать ядро 54 реактора и систему 56 подачи охладителя реактора. Каждый модуль 52 дефлаграционной волны ядерного деления может быть функционально связан сообщением по текучей среде по меньшей мере с одним радиатором 58 через одну или несколько связанных систем 56 подачи охладителя реактора. То есть каждый модуль 52 реактора сам по себе может, соответственно, считаться функционально законченным, полностью автономным ядерным реактором. Модуль 52 реактора может быть связан нейтронной связью по меньшей мере с одним соседним модулем 52 реактора. Хотя предполагается, что модульный реактор 50 может иметь много вариантов осуществления, общей особенностью многих возможных предполагаемых вариантов осуществления модульного реактора 50 является наличие нейтронной связи соседних модулей 52 реактора за счет возникновения волны дефлаграционного ядерного деления или "фронта горения", что более подробно рассмотрено в вышеупомянутой заявке на патент США №12/069907, озаглавленной "MODULAR NUCLEAR FISSION REACTOR" ("заявка '907"), которая включена в данное описание изобретение полностью посредством ссылки.

[0065] Как видно из фиг. 1С, отвод тепловой энергии от ядра реактора ядерного деления может осуществляться в соответствии другим вариантом. В реакторе 110 ядерного деления ядерное деление происходит в области 120 выделения тепла (например, во всей тепловыделяющей сборке или, например, распространяется в составе фронта волны горения). Теплопоглощающий материал 160, такой как плотная текучая среда в конденсированной фазе (например, вода, жидкие металлы, терфенилы, полифеннилы, фторированные углеводороды, фториды лития и бериллия (2LiF-BeF2) и т.п.), проходит через область 120, указанную стрелкой 150, и тепло передается от области 120 выделения тепла к теплопоглощающему материалу 160. В некоторых вариантах осуществления, например в ядерных реакторах с быстрым спектром нейтронов деления, теплопоглощающий материал 160 выбирается так, чтобы он был ядерным инертным материалом (таким как He4) с тем, чтобы возмущение спектра нейтронов было минимальным. В других вариантах осуществления реактора 110 ядерного деления содержание нейтронов является достаточно робастным, так что допускается использование неядерного инертного теплопоглощающего материала 160. Теплопоглощающий материал 160 поступает (например, за счет естественной конвекции или принудительного перемещения) в область 130 извлечения тепла, которая по существу не имеет теплового контакта с областью 120 выделения тепла. В области 130 извлечения тепла из теплопоглощающего материла 160 извлекается тепловая энергия 140. При извлечении тепловой энергии 140 в области 130 извлечения тепла теплопоглощающий материал 160 может находиться или в жидком состоянии, или в многофазном состоянии, или по существу в газообразном состоянии.

Показательные перемещения материалов ядерного реактора

[0066] Топливные материалы содержат не только топливные материалы, но также конструкционные материалы (например оболочку). Как видно из фиг. 2A, в реакторе 200, которым может быть реактор ядерного деления любого типа, включая те реакторы ядерного деления, рассматриваемые в описании изобретения, могут находиться тепловыделяющие сборки 210 ядерного деления. Ниже рассмотрены особенности показательных тепловыделяющих сборок 210 ядерного деления, которые могут использоваться в реакторе 200. Как видно из фиг. 2B и приведено в виде примера, не ограничивающего объем изобретения, в варианте осуществления тепловыделяющая сборка 210 ядерного деления соответствующим образом содержит тепловыделяющую сборку 220 ядерного деления. В варианте осуществления тепловыделяющая сборка 220 ядерного деления "ранее выгорела". Термин "ранее выгорела" означает, что по меньшей мере некоторые компоненты тепловыделяющей сборки ядерного деления претерпели ядерное деление посредством нейтронов и что изотопный состав топлива ядерного деления был модифицирован. То есть тепловыделяющая сборка ядерного деления пробыла некоторое время в нейтронном спектре или потоке (или быстром, или медленном) и по меньшей мере некоторые компоненты претерпели обусловленное нейтронами ядерное деление и в результате этого изотопный состав топлива ядерного деления изменился. Таким образом, тепловыделяющая сборка 220 с ранее выгоревшим топливом ядерного деления, возможно, ранее выгорел в любом реакторе, включая реактор 200, такой как, например, без ограничений легководный ядерный реактор. Ранее выгоревшее топливо ядерного деления (например, в тепловыделяющей сборке 220 с ранее выгоревшим топливом ядерного деления) может быть не подвергнуто химической обработке после того, как оно предварительно выгорело.

[0067] Предполагается, что тепловыделяющая сборка 220 ядерного деления может содержать, без ограничения, любой ядерный материал любого типа, пригодный для подвергания его делению в реакторе ядерного деления, такой как актинидные и трансурановые химические элементы типа природного тория, природного урана, обогащенного урана и т.п. Тепловыделяющая сборка 220 ядерного деления помещена в оболочку 224. Если тепловыделяющая сборка ядерного деления ранее выгорел, оболочкой 224 может быть "первоначальная" оболочка, в которую была помещена тепловыделяющая сборка 220 ядерного деления, до того как она выгорела. В некоторых других вариантах осуществления тепловыделяющая сборка 220 с ранее выгоревшим топливом ядерного деления может быть не помещена в "первоначальную" оболочку 224. Например, тепловыделяющая сборка 220 с ранее выгоревшим топливом ядерного деления может находиться в своей первоначальной оболочке 224, и вокруг наружной стороны первоначальной оболочки 224 может быть расположена новая оболочка (не показана). В некоторых вариантах осуществления новая оболочка составлена из секций оболочки (не показаны), которые сконфигурированы так, чтобы помочь разместить переполнение в пустотах. В других вариантах осуществления новая оболочка может быть введена для того, чтобы служить заграждением, как например труба, введены между наружной стороной оболочки 224 и охладителем реактора (не показано).

[0068] Как видно из фиг. 3, показательное тепловыделяющее устройство 300 ядерного деления содержит несвязные сегменты 320 из топливного материала ядерного деления. Несвязные сегменты 320 могут находиться в "нейтронном" контакте, не находясь при этом в физическом контакте. Тепловыделяющее устройство 300 ядерного деления может также содержать запальник 310 топлива ядерного деления, являющийся необязательным элементом. Как описано в вышеупомянутой заявке '933, запальник 310 топлива ядерного деления может использоваться в ядерных реакторах дефлаграционной распространяющейся волны.

[0069] Как видно из фиг. 4, модульное тепловыделяющее ядро 400 ядерного деления может включать в себя отражатель нейтронов/противорадиационный экран 410, являющийся необязательным элементом, и модульные сборки 420. Модульные сборки 420 могут представлять собой модульные тепловыделяющие сборки, в которых содержится топливный материал. Модульные сборки могут также представлять собой модульные поглощающие нейтроны сборки (с содержанием некоторого количества поглощающего нейтроны материла), модульные конструктивные сборки (имеющие главным образом конструктивное назначение), модульные сборки полезной нагрузки (разработанные для того, чтобы выдерживать полезную нагрузку, например, материала, испытывающего воздействие нейтронного потока), модульные сборки из болванок (служащих как простой держатель, например, для уменьшения возмущений, под влиянием нуклонов, потока текучей среды, конструктивных элементов и температуры, вызываемых из-за наличия пустоты, или пустоты, заполненной охладителем и/или замедлителем) или любую комбинацию из вышеуказанного.

[0070] Модульные сборки 420 располагаются требуемым образом внутри гнезд 430 для сборок. Управление модульным тепловыделяющим ядром 400 ядерного деления может осуществляться любыми способами. Например, все гнезда 430 для сборок в модульном тепловыделяющем ядре 400 ядерного деления могут быть полностью заняты модульными тепловыделяющими сборками 420 до начала эксплуатации. Например, в вариантах осуществления ядерного реактора распространяющейся дефлаграционной волны "до начала работы" означает до начала возникновения и распространения фронта горения дефлаграционной волны ядерного деления внутри и через модульные тепловыделяющие сборки 420. В других вариантах осуществления реактора "до начала работы" означает до момента начальной критичности или до того, как модульное тепловыделяющее ядро ядерного деления будет подвергнуто воздействию нейтронного потока.

[0071] В другом примере модульные сборки 420 могут быть извлечены из соответствующих им гнезд 430 для сборок и заменены на другие модульные сборки 440 (того же самого или другого типа) так, как требуется; эта установка показана стрелкой 444. Например, "выгоревшие" тепловыделяющие сборки могут быть заменены на "невыгоревшие" тепловыделяющие сборки, поглощающие нейтроны сборки могут быть заменены на тепловыделяющие сборки и так далее. Другие модульные сборки 440 ядерного деления могут быть неиспользовавшимися или могут быть ранее использовавшимися. Например, в вариантах осуществления ядерного реактора распространяющейся дефлаграционной волны модульные тепловыделяющие сборки 420 могут быть удалены и заменены на другие модульные тепловыделяющие сборки 440 ядерного деления, после того как фронт горения дефлаграционной волны ядерного деления полностью прошел через модульные тепловыделяющие сборки 420 ядерного деления. В других вариантах осуществления модульные сборки 420 могут быть удалены и заменены на другие модульные сборки 440 по какой-либо причине (например, испытание или опытные использования, перераспределение топлива или поглощающих нейтроны материалов и т.д.). Такие стратегии замены могут использоваться для продления при необходимости срока эксплуатации модульного тепловыделяющего ядра 400 ядерного деления.

[0072] Еще в одном примере модульное тепловыделяющее ядро 400 ядерного деления не обязательно полностью заполняется модульными сборками 420 до начала эксплуатации. Например, модульными сборками 420 могут быть заполнены не все из гнезд 430 для сборок. В таком случае количество модульных тепловыделяющих сборок, размещенных в модульном тепловыделяющем ядре 400 ядерного деления, может определяться в зависимости от многих факторов, таких как количество имеющихся модульных тепловыделяющих сборок, потребляемая мощность (например, электрическая нагрузка в ваттах), которые, в конечном счете, скажутся на работе модульного тепловыделяющего ядра 400 ядерного деления, и т.д. Таким образом, непрерывная или продолжительная работа модульного ядра 400 ядерного деления может быть обеспечена без первоначальной загрузки всего модульного тепловыделяющего ядра 400 ядерного деления модульными тепловыделяющими сборками.

[0073] Следует принимать во внимание, что концепция модульности может быть расширена. Например, в некоторых вариантах осуществления, модульный реактор ядерного деления может быть заполнен любым количеством ядер реактора ядерного деления так же, как модульное тепловыделяющее ядро 400 ядерного деления может быть заполнено любым количеством модульных сборок 420. С этой целью модульный реактор ядерного деления может быть сопоставимым с модульным тепловыделяющим ядром 400 ядерного деления, а ядра реактора ядерного деления могут быть сопоставимы с модульными тепловыделяющими сборками 420 ядерного деления. Несколько ожидаемых режимов работы, рассмотренных выше для модульного тепловыделяющего ядра 400 ядерного деления, таким образом, по аналогии применимы к модульному реактору ядерного деления.

[0074] Материалы ядра, не входящие в состав модульной сборки, имеют также возможность перемещения в ядре реактора. В данной области техники хорошо известно регулирование реактивности (и, таким образом, регулирование средней температуры ядра в работающем реакторе, имеющем отрицательный коэффициент реактивности) с использованием управляющих стержней или других устройств. Кроме того, в вариантах осуществления предусмотрены другие устройства для модифицирования нейтронов. Например, как видно из фиг. 5A и 5B, устройства 530 для модифицирования нейтронов могут вносить в реактор 500, в том числе в реактор 500 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения, для различных целей, вещества для модифицирования нейтронов (например, поглотительные, отражающие, замедляющие и т.д.). В варианте осуществления устройства 530 для модифицирования нейтронов вносят в топливо ядерного деления поглотители нейтронов, такие как, без ограничения, Li-6, В-10, или Gd. В другом варианте осуществления устройства 530 для модифицирования нейтронов вносят замедлители нейтронов, такие как, без ограничения, углеводороды или Li-7, обеспечивая тем самым модифицирование энергетического спектра нейтронов и в результате изменение нейтронной реактивности топлива ядерного деления в локальной области.

[0075] В некоторых ситуациях, встречающихся реакторе 500 (в том числе в реакторе 550 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения), влияние замедлителей нейтронов связано с особенностями изменений в энергетическом спектре нейтронов (например, достижение или отсутствие резонансных явлений в эффективном сечении), в то время как в других случаях влияния связаны с понижением средней энергии нейтронов в окружающей нейтроны среде (например, сдвиг вниз от энергий "быстрых" нейтронов до энергий эпитермальных или термальных нейтронов). Однако в других ситуациях влияние замедлителей нейтронов сказывается в отклонении нейтронов в сторону приближения к определенным местоположениям или в сторону удаления от них. В некоторых вариантах осуществления одно из вышеупомянутых влияний замедлителей нейтронов имеет первостепенное значение, тогда как в других вариантах осуществления разные влияния сопоставимы или менее важны для проектирования. В другом варианте осуществления устройства 530 для модифицирования нейтронов содержат как поглотители нейтронов, так и замедлители нейтронов; в одном примере, не носящем ограничительный характер, управление осуществляют изменением местоположения материала, поглощающего нейтроны, относительно местоположения материала, замедляющего нейтроны (например, посредством маскирования или демаскирования поглотителей или посредством сдвига спектра для увеличения или уменьшения поглощающей способности поглотителей); в еще одном примере, не носящем ограничительный характер, управление осуществляется путем изменения количеств материала, поглощающего нейтроны, и/или материала, замедляющего нейтроны.

[0076] В таких вариантах осуществления, как реактор 550 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения, фронт горения дефлаграционной волны ядерного деления может проникать в области топлива ядерного деления требуемым образом, что обеспечивает возможность регулируемого выгорания топлива ядерного деления. В реакторе 550 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения инициируется и распространяется фронт 510 горения дефлаграционной волны ядерного деления. Устройства 530 для модифицирования нейтронов могут направлять или перемещать фронт 510 горения в направлениях, указанных стрелками 520. В одном варианте осуществления устройства 530 для модифицирования нейтронов вносят поглотители нейтронов сзади фронта 510 горения, снижая или уменьшая тем самым нейтронную реактивность топлива, выжигаемого в данный момент фронтом 510 горения, по сравнению с нейтронной реактивностью топлива, находящегося впереди фронта 510 горения, что обеспечивает увеличение скорости распространения дефлаграционной волны горения топлива ядерного деления. В другом варианте осуществления устройства 530 для модифицирования вносят поглотители нейтронов в топливо ядерного деления впереди фронта 510 горения, что вызывает замедление распространения дефлаграционной волны ядерного деления. Еще есть варианты осуществления, в которых устройства 530 для модифицирования нейтронов вносят поглотители нейтронов в топливо ядерного деления внутри фронта 510 горения или сбоку от него, в результате чего изменяется эффективный размер фронта 510 горения. В еще одном варианте осуществления устройства 530 для модифицирования нейтронов вносят замедлители нейтронов, тем самым вызывая модифицирование энергетического спектра нейтронов, и в результате этого происходит изменение нейтронной реактивности топлива ядерного деления, выжигаемого в данный момент фронтом 510 горения, по сравнению с нейтронной реактивностью топлива ядерного деления впереди или сзади фронта 510 горения.

[0077] Таким образом, локальная нейтронная реактивность в реакторе 500 и во фронте 510 горения в реакторе 550 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения может быть направлена так, как требуется, в соответствии с выбранной локальной скоростью реакции или параметрами распространения. К параметрам локальной скорости реакции могут быть отнесены, например, интенсивность деления, плотность тепловыделения, поперечные размеры области энерговыделения и т.п. В реакторе 550 ядерного деления с фронтом горения к параметрам распространения могут быть отнесены направление распространения или ориентация фронта 510 горения, скорость распространения фронта 510 горения, параметры потребляемой мощности, такие как плотность тепловыделения, размеры эффективного сечения области горения, через которую распространяется фронт 510 горения (как, например, осевой или поперечный размер области горения относительно оси распространения фронта 510 горения) и т.п. Например, параметры распространения могут быть выбраны так, чтобы регулировать местоположение фронта 510 горения в пространстве или времени для избежания выхода из строя или неправильного функционирования управляющих элементов (например, устройств для модификации нейтронов или термостатов) и т.п.

[0078] Управление устройствами 530 для модифицирования нейтронов может быть активным и/или пассивным (например, программируемым). Активно управляемые устройства для модифицирования нейтронов активно управляются оператором и/или с помощью внешней системы управления. Пассивно управляемые устройства для модификации нейтронов реагируют на условия в одном или нескольких местах в ядре. Например, программируемые термочувствительные устройства для модифицирования нейтронов (примеры которых подробно рассмотрены в вышеупомянутой заявке '933) вносят в материал, поглощающий нейтроны, или материал, замедляющий нейтроны, в заряд топлива реактора 500 (включая такие варианты осуществления, как реактор 550 ядерного деления с распространяющимся фронтом горения) или удаляют их из заряда топлива реактора. Реагируя на профиль рабочей температуры, программируемые термочувствительные устройства для модифицирования нейтронов вводят поглощающий или замедляющий нейтроны материал в заряд топлива ядерного реактора для снижения рабочей температуры в реакторе ядерного деления или удаления поглощающего или замедляющего нейтроны материала из заряда топлива реактора ядерного деления для того, чтобы повысить рабочую температуру реактора ядерного деления.

[0079] Следует принять во внимание, что температуры - это лишь один пример параметров регулирования, которые могут использоваться для определения настроек управления пассивно управляемых или программируемых устройств для модифицирования нейтронов. Не носящими ограничительный характер примерами других параметров регулирования, которые могут использоваться для определения настроек управления программируемых устройств для модифицирования нейтронов, могут служить уровни мощности, уровни нейтронов, спектр нейтронов, поглощение нейтронов, уровни выгорания топлива и т.п. В одном примере устройства для модифицирования нейтронов используются для регулирования уровней выгорания топлива до сравнительно низких (например <50%) уровней для того, чтобы добиться "воспроизводства" с высокой скоростью топлива ядерного деления, предназначенного для использования в других реакторах ядерного деления или чтобы сделать выгоревшее топливо ядерного деления более пригодным для последующего повторного распространения дефлаграционной волны ядерного деления в реакторе распространяющейся дефлаграционной волны ядерного деления. В разное время или в разных частях реактора могут использоваться разные параметры регулирования. Следует принять во внимание, что различные способы модифицирования нейтронов, рассмотренные выше в контексте устройств для модифицирования нейтронов, могут также использоваться в программируемых термочувствительных устройствах для модифицирования нейтронов, включая, без ограничения, использование поглотителей нейтронов, замедлителей нейтронов, комбинаций из поглотителей и/или замедлителей нейтронов, модификаторы нейтронов с изменяемой геометрией и т.п.

[0080] В реакторе материал может подвергаться действию потока нейтронов. Следует отметить, что облучение материала нейтронами в реакторе может регулироваться по продолжительности и/или величине продолжительности и локальному уровню мощности. В другом варианте осуществления облучение материала нейтронами может регулироваться путем регулирования среды, окружающей нейтроны (например, энергетический спектр нейтронов для обработки Νp-237), посредством устройств для модифицирования нейтронов. Как видно, например, из фиг. 6A и 6B, материал 610, вводимый в реактор 600, как показано в общих чертах стрелкой 602, будет испытывать воздействие потока нейтронов, зависящее, в том числе, от локального уровня мощности, продолжительности, устройств для модифицирования нейтронов и/или особенностей модифицирования спектра нейтронов. В варианте осуществления, где реактор представляет собой реактор распространяющейся дефлаграционной волны ядерного деления, такой как, например, реактор 650, материал 610 может вводиться в реактор 650 так, как показано в общем виде стрелкой 652. В другом варианте осуществления реактор 650 распространяющейся дефлаграционной волны ядерного деления может эксплуатироваться "безопасным" докритическим способом, полагаясь на внешний источник нейтронов для поддержания распространяющегося фронта горения, в то время как часть образовавшихся в результате деления нейтронов используется для обработки материалов ядра с использованием ядерной энергии. Следует отметить, что перемещение материала 610 в место, находящееся внутри реактора 600 (или 650), может производиться из места, находящегося снаружи реактора (не показано), или из другого места, находящегося внутри реактора (не показано).

[0081] В некоторых вариантах осуществления материал 610 может присутствовать в месте, находящемся внутри реактора, до момента возникновения зажигания топлива ядерного деления внутри реактора, в то время как в других вариантах осуществления материал может быть добавлен (то есть перемещен в отведенное для него место) после того, как возникнет или возникнет в этом месте ядерное деление. В некоторых вариантах осуществления материал удаляется из реактора, тогда как в других вариантах осуществления он остается на месте. В соответствии с другим вариантом, в реактор загружается материал, имеющий свойства, на которые не влияет облучение. Материал доставляется (например, как указано в общем виде стрелками 652 и 602) близко к области максимальной реактивности, где имеется нейтронная связь с этой областью, в случае реактора ядерного деления 650 распространяющейся дефлаграционной волны ядерного деления, когда через материал проходит распространяющийся фронт горения дефларационной волны ядерного деления (например фронт горения 670).

[0082] Материал 610 остается в состоянии нейтронной связи в течение интервала времени, достаточного для преобразования материала 610 во второй материал 606, имеющий необходимую группу модифицированных свойств. После преобразования, таким образом, материала 610 в материал 606 материал 606 может быть физическим путем отведен из реактора 600 (или реактора 650), как в общем виде показано стрелкой 604 (или 654). Удаление может иметь место или во время работы реактора 600 (или 650), или после останова. Это удаление может осуществляться как непрерывный, многостадийный или групповой процесс. В одном примере ядерно обработанный материал 606 может быть далее использован как топливо ядерного деления в другом реакторе ядерного деления, таком как, без ограничения, легководные реакторы или реакторы с распространяющейся дефлаграционной волной ядерного деления. В другом примере, не носящем ограничительный характер, ядерно обработанный материал 606 может быть впоследствии использован в запальнике топлива ядерного деления реактора с распространяющейся дефлаграционной волной ядерного деления. В одном подходе терморегулирование может подстраиваться для обеспечения терморегулирования, подходящего для любых изменений должным образом рабочих параметров для модифицированных материалов или конструкций.

[0083] Согласно следующим вариантам осуществления поглощение нейтронов под действие температуры может использоваться для управления реактором ядерного деления, обеспечивая тем самым "конструирование" по существу стабильного отрицательного температурного коэффициента реактивности (αT). Как видно из фиг. 7A, реактор 700 ядерного деления оснащен датчиками 710 температуры, такими как, без ограничения, термопары. В этом варианте осуществления реактор 700 ядерного деления соответствующим образом может представлять собой реактор деления вообще любого типа. Исходя из этого, реактор 700 ядерного деления может представлять собой реактор ядерного деления с тепловым спектром нейтронов или реактор ядерного деления с быстрым спектром нейтронов в зависимости от того, что требуется для конкретной области применения.

[0084] Например, датчики температуры выявляют локальную температуру в реакторе 700 и вырабатывают сигнал 714, характеризующий выявленную локальную температуру. Сигнал 714 подается в систему 720 управления любым приемлемым способом, как, например, без ограничения, через связь по текучей среде, электрическую связь, оптическую связь, передачу радиосигналов, акустическую связь, магнитную связь и т.п. Реагируя на сигнал 714, характеризующий выявленную локальную температуру, система 720 управления определяет подходящую поправку (положительную или отрицательную) к локальной нейтронной реактивности реактора 700 (например, для возврата реактора 700 к необходимому рабочему параметру, такому как необходимые рабочие температуры во время работы реактора на мощности). Для этого система 720 управления формирует сигнал 724 управления, характеризующий необходимую поправку к локальной нейтронной реактивности. Сигнал 724 управления подается в раздатчик 730 материала, поглощающего нейтроны. Сигнал 724 управления может соответственно подаваться так же, как и сигнал 714, или другим образом. Материал, поглощающий нейтроны, соответственно может быть любым поглощающим нейтроны материалом, как требуется для конкретной области применения, таким как, например, без ограничения, Li-6, Β-10 или Gd. Раздатчик 730 соответственно представляет собой раздаточное устройство, подходящее для необходимого случая применения. Вблизи раздатчика 730 или на удалении от раздаточного устройства 730 (например, снаружи отражателя нейтронов реактора 700) может быть расположена емкость (не показана). Раздатчик 730 раздает поглощающий нейтроны материал внутри ядра реактора ядерного деления, реагируя на сигнал 1124 управления, обеспечивая тем самым изменение локальной нейтронной реактивности.

[0085] Как видно из фиг. 7B и представлено в виде примера, не носящего ограничительный характер, показательное терморегулирование может быть осуществлено с помощью поглощающей нейтроны текучей среды. Устройство 740, содержащее текучую среду с тепловой связью, вмещает текучую среду, имеющую тепловую связь с локальной областью реактора 700. Текучая среда в устройстве 740 расширяется или сжимается, реагируя на колебания локальной температуры. Расширение и/или сжатие текучей среды оперативно передается в устройство 750 силовой связи, такое как, без ограничения, поршень, расположенный за пределами реактора 700 ядерного деления. На поглощающую нейтроны текучую среду, такую как Li-6, содержащуюся в устройстве 760, вмещающем поглощающую нейтроны текучую среду, действует создаваемая в результате сила, передаваемая устройством 750 силовой связи. Из устройства 760 соответственно раздается поглощающая нейтроны текучая среда, что обеспечивает изменение локальной нейтронной реактивности. В другом примере вместо поглощающей нейтроны текучей среды или в дополнение к ней может использоваться текучая среда, замедляющая нейтроны. Замедляющая нейтроны текучая среда вызывает изменение энергетического спектра нейтронов и уменьшение среднего значения энергии нейтронов в местной окружающей нейтроны среде, что вызывает снижение или уменьшение нейтронной реактивности топлива ядерного деления внутри реактора 700 ядерного деления. В другом примере поглощающая нейтроны текучая среда и/или модифицирующая нейтроны текучая среда может иметь многофазный состав (например, твердые таблетки, содержащиеся в жидкости).

[0086] Фиг. 7C демонстрирует особенности показательной реализации устройства, изображенного на фиг. 7В. Как видно из фиг. 1С, плотность энерговыделения топлива в реакторе ядерного деления 701 непрерывно регулируется совместным действием распределенной группы независимо действующих термостатирующих модулей в пределах очень больших изменений в потоке нейтронов, значительных изменений в спектре нейтронов, больших изменений в составе топлива и изменений на порядок потребляемой на реакторе мощности. Это действие дает большой отрицательный температурный коэффициент реактивности, немного превышающий расчетную температуру реактора 701. Каждый из этих модулей, расположенных по всему объему заряда топлива в реакторе 701 ядерного деления в трехмерной решетке (которая может образовывать или эквидистантную, или неэквидистантную решетку), средний локальный интервал в которых может быть приблизительно равен средней длине свободного пробега нейтрона деления со средним значением энергии (для целей дублирования она может быть уменьшена), содержит две камеры, к каждой из которых подведена капиллярная трубка. Небольшая камера 761 баллона термостата, расположенная в топливе ядерного деления, вмещает термочувствительный материал, такой как, без ограничения, Li-7, сечение поглощения нейтронов которого для представляющих интерес энергий нейтронов может быть малым, а сравнительно большая камера 741 расположена в другом месте (например, на стенке трубы с охладителем) и может вмещать изменяемые количества поглощающего нейтроны материала, такого как, без ограничения, Li-6, который имеет сравнительно большое сечение поглощения нейтронов. При давлении 1 бар литий плавится при температуре 453K и вскипает при температуре 1615K и поэтому представляет собой жидкость в интервале типичных диапазонов рабочих температур реактора 701. Когда происходит повышение температуры топлива, термочувствительный материал, содержащийся в баллоне 761 термостата, расширяется и небольшая его часть удаляется (например, приблизительно 10-3 для изменения температуры в Li-7 на 100K), потенциально при давлении в килобар, в капиллярную трубку, которая оканчивается на нижней части цилиндро-поршневого узла 751, расположенного в отдаленном месте (например, снаружи противорадиационного экрана) и физически ниже, чем находящаяся в ядре камера 741 для поглощающего нейтроны материала (в том случае, если предусмотрено использование гравитационных сил). В этом месте небольшой объем термочувствительного материала под высоким давлением сообщает движение поршню с увеличивающимся рабочим объемом в узле 751, который проталкивает больший по величине (например, потенциально на три порядка больше) объем поглощающего нейтроны материала через заведенную в активную зону капиллярную трубку в находящуюся в ядре камеру вблизи баллона термостата, который сообщает движение потоку текучей среды. Там поглощающий нейтроны материал, пространственная конфигурация которого не имеет значения, поскольку его наименьший размер меньше, чем средняя длина свободного пробега нейтронов, действует так, что путем поглощения ослабляет местный поток нейтронов, в результате чего уменьшается локальная плотность энерговыделения топлива. Когда локальная температура топлива понижается, поглощающий нейтроны материал возвращается в цилиндропоршневой узел 751 (например, под действием напора, создаваемого гравитационным давлением), что приводит к возврату термочувствительного материала в баллон 761 термостата, термомеханическое давление в котором, которое теперь является более низким, обеспечивает возможность его поступления в баллон термостата.

[0087] Следует отметить, что работа термостатирующих модулей не полагается на конкретные текучие среды (Li-6 и Li-7), которые рассмотрены в описанной выше показательной реализации. В одном показательном варианте осуществления термочувствительный материал может отличаться от поглощающего нейтроны материала по химическому составу, а не только по изотопному составу. В другом показательном варианте осуществления термочувствительный материал может быть по изотопному составу таким же, как и поглощающий нейтроны материал, они различаются по способности поглощать нейтроны из-за различия в объеме материала, подвергающегося воздействию нейтронов, а не из-за различия материалов по составу.

Управление и симуляция реактора

[0088] Вышеупомянутые примеры, таким образом, показывают, что топливо, поглощающий нейтроны материал и другие материалы могут перемещаться по всему ядру реактора посредством нескольких механизмов с перемещением или без перемещения сборок целиком. Такие перемещения могут усложнять расчеты концентраций нуклидов (то есть количеств атомов и изотопов, а также ядерных изомеров атомов в расчете на единицу объема) в ядре.

[0089] В общем случае расчеты концентраций нуклидов в ядре или работающем реакторе или его симуляция можно разбить на две взаимосвязанные части: перенос нейтронов и ядерное превращение. Расчеты переноса нейтронов позволяют определить плотность нейтронов в реакторе (например, поток и спектр потока), в то время как расчеты ядерного превращения позволяют определить степени заполнения нуклидами с учетом того, что имеется начальные заполнение нуклидами и нейтронный потока.

[0090] Расчеты переноса нейтронов могут быть выполнены, например, с использованием детерминистских способов (например, способом дискретных ординат), с использованием стохастических способов, таких как способ Монте-Карло, или с использованием гибридного способа, скомбинированного из двух способов (например, использованием детерминистских способов для расчета определенных особенностей при реализации в других отношениях по способу Монте-Карло). Детерминистские способы, как правило, предусматривают решение уравнений переноса с использованием среднего поведения частиц. Дискретный способ, как правило, предусматривает деление фазового пространства на много малых объемов. Нейтронам, движущимся между соседними объемами, требуется немного времени для преодоления малого расстояния. Таким образом, в расчете применяют интегро-дифференциальное уравнение переноса (имеющее производные по пространству и по времени) при уменьшении времени, объема и расстояния, то есть когда они стремятся к нулю.

[0091] Способы Монте-Карло, с другой стороны, обеспечивают получение решений задачи путем симуляции отдельных частиц и записи некоторых особенностей их среднего поведения. Способы Монте-Карло часто используются в тех случаях, когда с использованием детерминистского способа трудно определить результат в примере. Применительно к переносу нейтронов способ Монте-Карло позволяет симулировать отдельные вероятные события, предусматривая, таким образом, отслеживание нейтронов на протяжении их жизненного цикла, то есть от зарождения до гибели (например, поглощение, вылет и т.д.). Соотнесенные распределения вероятностей (например, представленные функциями плотности непрерывной и/или дискретной вероятности) выбирают способом случайного выбора для определения исхода (например, рассеяния, деления, захвата нейтронов, утечки) на каждом временном шаге. Соударения могут моделироваться с использованием уравнений физики и данных эффективного сечения. Частота соударений и, следовательно, вызванные действием нейтронов реакции, такие как деление, и потери вследствие поглощения поглощающими нейтроны материалами, конечно, зависят соответственно от концентрации делящихся изотопов и поглощающих нейтроны материалов в интересующем объеме.

[0092] Данные эффективного сечения для атома отображают полезную площадь эффективного сечения, предоставляемую атомом частице для взаимодействия, например для нейтрона, для взаимодействий, таких как рассеяние и поглощения различных типов. Эффективное сечение обычно зависит от атома, частицы и энергии частицы. Таким образом, эффективное сечение может использоваться для выражения вероятности определенного взаимодействия атома с ударяющейся частицей, имеющей определенную энергию.

[0093] Микроскопические свойства, такие как микроскопическое эффективное сечение для реакции (например, рассеяния, радиационного захвата, поглощения, деления), являются внутренними свойствами типа ядер (то есть от конкретного материала ядер). Макроскопические свойства, такие как макроскопическое эффективное сечение для реакции, является свойством объема материала, имеющего концентрацию плотности (например, количество атомов на единицу объема) материала. Микроскопическое эффективное сечение, как правило, выражается в единицах площади (например, см или "барнах", где барн равен 10-28 м2). Макроскопические эффективные сечения пропорциональны микроскопическому эффективному сечению, умноженному на плотность, или, что то же самое, 1/(средняя длина свободного пробега) и, таким образом, выражаются в единицах 1/длина (например, м-1).

[0094] Данные эффективного сечения обычно определяются эмпирическим путем. Таким образом, в частности для короткоживущих изотопов, просто еще нет данных эффективного сечения для большого спектра энергий нейтронов. Поэтому выполнение точных расчетов по способу Монте-Карло по объемам, имеющим популяцию изотопов, не имеющих полностью известные или хорошо охарактеризованные свойства, такие как нейтронные сечения, может быть затруднительным. Кроме того, даже если бы все данные эффективного сечения для каждого материала в отдельности были бы хорошо охарактеризованы, нагрузка на вычислительные ресурсы была бы значительной. В данном описании изобретение приводится подробное описание способов, которые могут помочь уменьшить эти затруднения и/или нагрузки на вычислительные ресурсы.

[0095] Расчеты ядерного превращения обеспечивают определение запаса или концентрации каждого нуклида, когда он изменяется, например, под действием потока нейтронов. Вообще расчеты ядерного превращения могут рассматриваться как определение новой заселенности материала исходя из величины потери и производительности материала, подвергающегося воздействию определенного потока нейтронов. Определенный атом материала может, например, делиться и давать два продукта деления, тогда как другой атом материала после захвата нейтрона мог бы быть превращен в изотоп, у которого массовое число (А) атома больше. Еще один атом материала мог бы быть превращен в результате бета- или альфа-распада в другой элемент и так далее. Таким образом, величина изменения количества материала в работающем реакторе, как правило, равна сумме величины потери вследствие распада, степени усиления вследствие распада, потери вследствие реакций, вызванных нейтронами, и усиления вследствие реакций, вызванных нейтронами.

[0096] Следует отметить, что расчеты ядерного превращения для материалов зависят от текущего нейтронного потока и расчеты нейтронного потока зависят от текущей концентрации материалов, таких как делящиеся изотопы и поглощающие нейтроны материалы. Эти расчеты могут быть сведены воедино различными путями, включая, без ограничения, такие инструменты итерационного численного анализа, как способы Рунге-Кутта. Нет необходимости приводить полное описание способов Рунге-Кутта, так как они хорошо известны в рассматриваемой области техники. В общем, однако, явные способы Рунге-Кутта "решают" задачу начальную задачу

[0097] y'=f(t, y), y(t0)=y0,

[0098] используя уравнения

[0099] где

[00100] k1=f(tn, yn),

[00101] k2=f(tn+c2h, yn+a21hk1),

[00102] k3=f(tn+c3h, yn+a31hk1+a32hk2),

[00103] ks=f(tn+csh, yn+as1hk1+as2hk2+…+as,s-1hks-1).

[00104] Для задания конкретного способа Рунге-Кутта можно задать целое число s и набор коэффициентов aij, bij, и ci. Способ Рунге-Кутта согласуется, если коэффициенты таковы, что:

[00105] .

[00106] Таким образом, например, подходящим уравнением Рунге-Кутта четвертого порядка является следующее уравнение:

[00107] yn+1=yn+1/6h (k1+k2+k3+k4),

[00108] tn+1=tn+h

[00109] где

[00110] k1=f(tn, yn),

[00111] k2=f(tn+½h, yn+½hk1),

[00112] k3=f(tn+½h, yn+1/2hk2), и

[00113] k4=f(tn+h, yn+hk3).

[0100] Таким образом, следующее значение, yn+1, определяется по текущему значению, yn, плюс произведение размера интервала на оцененный угловой коэффициент. Угловой коэффициент является взвешенным средним угловых коэффициентов: k1 - угловой коэффициент в начале интервала, k2 - угловой коэффициент в средней точке интервала при использовании углового коэффициента k1 для определения значения у в точке tn+h/2 с использованием способа Эйлера; k3 - опять-таки угловой коэффициент в средней точке, но теперь при использовании углового коэффициента k2 для определения значения y; и k4 - угловой коэффициент в конце интервала, при этом его значение у определяется с использованием k3. Способ Эйлера представляет собой одноэтапный способ Рунге-Кутта. Способ Эйлера по существу оценивает угловой коэффициент и продвигает небольшой этап с использованием этого углового коэффициента. Примерами способов Рунге-Кутта второго порядка могут служить способ средней точки и способ Гойна.

[0101] Таким образом, обновленное количество (например, запас или концентрацию) материала в ядре реактора или интересующем объеме (внутри или снаружи ядра реактора) можно определить путем определения средней величины изменения количества материала исходя из предыдущего количества материала и нейтронного потока. Это может быть выполнено по отдельности или одновременно для всех материалов в ядре реактора или интересующем объеме. Нейтронный поток, в свою очередь, может быть определен путем определения средней величины изменения потока исходя из количества материалов в ядре.

[0102] Точность вычислений может быть повышена в том случае, если учитываются частичные объемы реактора, а не ядро реактора, взятое в целом. Например, вычисления для ядра, взятого в целом, могут быть выполнены на однородной модели ядра реактора, при этом производится симуляция ядра так, что в ней все материалы распределены равномерно. Более высокое разрешение может быть получено путем представления ядра как объема, состоящего из многих однородных элементов, причем допускается, чтобы каждый элемент имел отличную от других элементов концентрацию материала. Хотя элементы не обязательно должны быть однородными, обычно предпочтительны однородные элементы, чтобы упростить вычисления.

[0103] Если разрешение достаточно высокое, активная зона может быть отображена с очень хорошей точностью. Можно применить, например, трехмерную геометрию элементов, каждый из которых имеет заданные геометрию и концентрации материалов. Элементы могут быть заданы многими способами, включая, без ограничения, ограничивающими их поверхностями, как, например, уравнениями поверхностей и пересечений, а также объединений областей пространства. В результате вычислений переноса обычно определяют для каждого элемента количество реакций и пересечений ограничивающих поверхностей с каждым соседним элементом.

[0104] Как видно из фиг. 8A, устройство 800 может быть образовано элементами, имеющими сложную форму. Для простоты показано только два измерения (то есть поперечное сечение), но понятно, что элементы, как правило, являются трехмерными. Кроме того, в этом примере, не носящем ограничительный характер, местоположения и формы сравнительно однотипны. Например, пояснительный элемент 802 может представлять собой сферу. Пояснительный элемент 804 может представлять собой более крупную сферу при исключении объема, определяемого элементом 802. Пояснительный элемент 806 может представлять собой куб, за исключением объема, ограниченного наружной сферической поверхностью элемента 804. В соответствии с другим вариантом элемент 802 мог бы представлять собой цилиндр, заходящий на некоторое расстояние в фигуру, элемент 804 мог бы представлять собой объем, определяемый более крупным цилиндром, исключая объем элемента 802, и элемент 806 мог бы представлять собой а прямоугольную призму, исключая объем внутри цилиндра, определяемый наружной поверхностью элемента 804. В любом случае элемент 802 может включать один состав топливных материалов, поглощающих нейтроны материалов и конструкционных материалов. Элемент 804 может иметь второй состав топливных материалов, поглощающих нейтроны материалов и конструкционных материалов. Элемент 806 может представлять собой только третий состав конструкционных материалов (например, оболочку).

[0105] Как видно из фиг. 8B, элементы могут быть объединены с образованием более крупных структур. Например, структура 800 может отображать тепловыделяющую сборку в форме прямоугольной призмы. Структура 830 содержит много структур 800. Например, структура 830 может определять собой тепловыделяющий блок из шести стержневых тепловыделяющих элементов на четыре стержневых тепловыделяющих элемента и пятьдесят стержневых тепловыделяющих элементов в глубину. Таким образом, можно образовать еще более крупные структуры. Например, как видно из фиг. 8С, показательная структура 860 может отображать ядро реактора, скомпонованного из девятнадцати структур 830 (например, тепловыделяющие модули), каждая из которых содержит много структур 800 (тепловыделяющие сборки). Таким образом, конкретные физические местоположения в пространстве реального работающего реактора или подробной конструкции реактора могут быть представлены элементом. Вычисления могут быть выполнены с использованием подробной модели, отображающей реальный реактор во время работы. Результаты могут быть использованы для принятия решений относительно управления реактором. Аналогичным образом, вычисления могут быть выполнены на отображении предлагаемого реактора, чтобы проверить рабочие процедуры или проверить предлагаемую загрузку топливом и поглощающим нейтроны материалом.

[0106] Расчеты ядерного превращения и переноса могут быть выполнены для каждого элемента. Для сложной модели это может приводить к большой нагрузке на вычислительные ресурсы, что частично связано с большим количеством элементов. Нагрузка на вычислительные ресурсы увеличивается также из-за количества материалов, которое может присутствовать в каждом элементе. До начала работы реактор уже вмещает большое количество материалов (например, различные изотопы топлива, введенный материал, поглощающий нейтроны, изотопы конструкционных материалов, замедлитель, отражатели и т.д.). Однако сразу после начала работы количество материалов (например, изотопов) в реакторе существенно увеличивается вследствие захвата нейтронов и особенно вызываемого нейтронами деления.

[0107] Распределение продуктов деления от деления определенного изотопа под действием нейтрона с определенной энергией может быть описано кривой выхода продуктов деления. Показательная кривая 900 выхода продуктов деления показана на фиг. 9. Следует отметить, что представленная кривая показывает общий выход в процентах продуктов деления, каждый из которых имеет массовое число (А). Определенное массовое число может иметь более чем один изотоп. Таким образом, продукты деления с массовым числом, равным, например, 140, соответствуют той точке на этой кривой, которая определяется массовым числом, равным 140. В этом примере кривая 900 выхода продуктов деления демонстрирует образование продуктов деления в результате деления U-235, вызванного тепловыми нейтронами. Кривые для делений U-235 под действием быстрых нейтронов будут иметь похожую, но другую форму. По величине энергии нейтроны можно классифицировать более детально, чем "быстрые" или "тепловые". Также будут иметь схожую, но другую форму кривые выхода продуктов деления для других делящихся изотопов. Однако в кривых выхода продуктов деления в общем соблюдается эта М-образная форма с двумя гребнями с резко выраженным максимумом. Таким образом, кривую можно разделить на две части: на левую часть 912 кривой, которая включает в себя левую вершину 922, и на правую часть 914 кривой, которая включает в себя правую вершину 924. Таким образом, область 902 соответствует левой вершине 922 и левой части 912 кривой, а область 904 соответствует правой вершине 924 и правой части 914 кривой. Когда реактор работает, количественное содержание продуктов деления имеет тенденцию увеличиваться вследствие процесса деления (то есть вследствие деления вырабатываются продукты деления), но оно имеет тенденцию уменьшаться вследствие распада и захвата нейтронов или "выгорания" (то есть вследствие распада и захвата их количественное содержание уменьшается). Определить или аппроксимировать эти количественные содержания во время работы реактора можно с помощью расчетов ядерного превращения.

[0108] Как указано в описании изобретения в другом месте, системы управления реакторами, такие как, например, система 720 управления, могут определять подходящие поправки (положительные или отрицательные) к величине локальной нейтронной реактивности реактора 700 (например, для возврата реактора 700 к необходимому рабочему параметру, такому как локальные температуры, которых необходимо придерживаться во время работы реакторов на мощности). С этой целью системы управления могут вырабатывать сигнал управления (например, сигнал 724 управления), характеризующий требуемую поправку к локальной нейтронной реактивности. Системы управления реакторами и сигналы управления не ограничиваются такими вариантами осуществления, как система 720 управления и сигнал 724 управления. Системы управления реакторами могут также иметь другие элементы управления посредством влияния на нейтроны или их поглощения, такие как управляющие стержни, обеспечивающие возможность управления реактором и/или его останова так, как это требуется, что хорошо известно из уровня техники. Системы управления реакторами могут также вырабатывать сигналы управления, предназначенные для того, чтобы вызывать изменения в различных потоках, например в потоке теплопоглощающего материала (например, охладителя) через реактор или части реактора посредством упорядочения изменений в работе насоса подачи охладителя реактора (например, насосов 22 подачи охладителя реактора) и/или изменений положения различных клапанов в системе реактора, в том числе, без ограничения, положения запорных элементов реактора (например, запорных элементов 24) или отсечных клапанов охлаждающих петель реактора, парозапорных отсечных клапанов и т.д. Системы управления реакторами могут также упорядочивать изменения положения прерывателей (например, прерывателей цепи подачи питания к насосу подачи охладителя реактора, прерывателей на выходе паротурбогенератора и т.д.). Как хорошо известно в данной области техники, системы управления реакторами могут иметь температурные входы (например, вход системы 720 управления для приема сигналов, поступающих от датчиков 710 температуры) в дополнение к датчикам нейтронов (например, для считывания нейтронного потока, чтобы определить мощность реактора или локальную мощность реактора в части ядра) и датчикам расхода и положения (например, датчики расхода с трубкой Вентури, индикаторы положения клапанов, индикаторы положения прерывателей). Таким образом, системы управления реакторами могут регулировать поток теплопоглощающего материала (например, охладителя) через реактор и/или части реактора для регулирования общих температур и локальных температур в соответствии с общей тепловой мощностью реактора и/или локальной тепловой мощностью реактора. Системы управления реакторами могут также давать показания для оператора и осуществлять прием информации, вводимой оператором. Таким образом, система управления реактором осуществляет текущий контроль работы реактора, может предоставить некоторые особенности автоматического управления (такие как изменение расхода и перемещение управляющих стержней или же размещение другим образом влияющих на нейтроны или поглощающих нейтроны материалов, что более подробно рассмотрено в другой части описания изобретения), визуально отображает рабочие параметры и осуществляет прием и выполнение команд, вводимых оператором, при осуществлении действий ручного управления.

[0109] Пример компьютерной системы

[0110] Некоторые особенности и/или признаки раскрытого объекта изобретения могут быть реализованы с помощью программных средств, программно-аппаратных средств, аппаратных средств или их комбинации. Вычисления могут быть аппроксимированы с использованием табличных преобразований. Аппаратные реализации отдельных компонентов не ограничиваются цифровыми реализациями и могут представлять собой аналоговые электрические схемы. Кроме того, варианты осуществления могут быть реализованы в сосредоточенном виде по меньшей мере в одной системе связи или распределенном виде там, где разные элементы могут быть распределены по нескольким взаимосвязанным системам связи. Подходит любой вид компьютерной системы или другого устройства, приспособленной для осуществления описываемых здесь способов.

[0111] На фиг. 10 представлена показательная компьютерная система 1000, в которой объект изобретения или его части могут быть реализованы в виде машинно-читаемого кода. Различные варианты осуществления описаны относительно этой показательной компьютерной системы 1000. После прочтения данного описания для специалиста в области техники станет понятно, как практически осуществить раскрытый объект изобретения с использованием других компьютерных систем и/или компьютерных архитектур.

[0112] Компьютерная система 1000 содержит один или несколько процессоров, таких как процессор 1004. Процессор 1004 может представлять собой процессор специального или общего назначения. Процессор 1004 подключен к инфраструктуре 1006 связи (например, шина или сеть).

[0113] Компьютерная система 1000 может содержать, кроме того, основную память 1008, предпочтительно память с произвольным доступом (RAM), и может также содержать вспомогательную память 1010. Вспомогательная память 1010 может содержать, например, накопитель 1012 на жестком диске, съемный накопитель 1014, энергонезависимую память любого типа и/или карту памяти. Съемный накопитель 1014 может быть выполнен в виде накопителя на гибком диске, накопителя на магнитной ленте, накопителя на оптическом диске, флэш-памяти и т.п. Съемный накопитель 1014 осуществляет считывание со съемной памяти 1018 или запись в нее известным образом. Съемная память 1018 может содержать гибкий диск, магнитную ленту, оптический диск и т.д., считывание с которых и запись на которые осуществляются с помощью съемного накопителя 1014. Для специалистов в данной области техники очевидно, что съемная память 1018 содержит используемую компьютером запоминающую среду, в которой хранятся программное обеспечение компьютера и/или данные.

[0114] В альтернативных реализациях вспомогательная память 1010 может содержать другие аналогичные средства для обеспечения возможности загрузки в компьютерную систему 1000 компьютерных программ или других инструкций. Такие средства могут включать, например, съемную память 1022 и интерфейс 1020. Примерами таких средств могут служить картридж с программами и интерфейс картриджа (такие, какие можно найти в видеоигровых устройствах), съемная интегральная схема памяти (такая как СППЗУ или ППЗУ) и связанное гнездо, а также другие съемные памяти 1022 и 1020, которые позволяют посылать программное обеспечение и данные из съемной памяти 1022 в компьютерную систему 1000.

[0115] Компьютерная система 1000 может также содержать интерфейс 1024 связи. Интерфейс 1024 связи позволяет передачу программного обеспечения и данных между компьютерной системой 1000 и внешними устройствами. Интерфейс 1024 связи может содержать модем, сетевой интерфейс (такой как коммуникационная плата сети Ethernet), порт связи, разъем PCMCIA, PCMCIA-плату и т.п. Программное обеспечение и данные, передаваемые через интерфейс 1024 связи, представлены в виде сигналов, которые могут быть электронными, электромагнитными, оптическими или другими сигналами, которые могут быть приняты интерфейсом 1024 связи. Эти сигналы поступают в интерфейс 1024 связи жерех канал связи 1026. Канал 1026 связи обеспечивают перенос сигналов и может быть реализован с использованием провода или кабеля, волоконной оптики, телефонной линии, сотовой телефонной связи, радиосвязи или других каналов связи.

[0116] Компьютерная система 1000, кроме того, может быть подключена к системе 1030 управления реактором. Система 1030 управления реактором может быть непосредственно сопряжена с инфраструктурой 1006 связи, как показано на фигуре. Система управления реактором может быть также сопряжена через интерфейс 1024 связи или интерфейс 1024 связи и канал 1026 связи.

[0117] В данном документе термины "компьютерная программная среда" и "компьютерная используемая среда" используются в общем применительно к таким средам, как съемная память 1018, съемная память 1022 и жесткий диск, установленный в накопителе 1012 на жестком диске. Сигналы, хранящиеся где-либо еще и передаваемые по каналу 1026 связи, могут формироваться также описанными здесь логическими схемами. Компьютерная программная среда и компьютерная используемая среда могут также иметь отношение к памяти, такой как основная память 1008 и вспомогательная память 1010, которые могут представлять собой память на полупроводниках (например, типа DRAM и т.д.). Эти компьютерные программные продукты являются средствами для оснащения компьютерной системы 1000 программным обеспечением.

[0118] Компьютерные программы (называемые также машинным алгоритмом управления) хранятся в основной памяти 1008 и/или вспомогательной памяти 1010. Компьютерные программы могут также поступать через интерфейс 1024 связи. Такие компьютерные программы, когда они выполняются, дают возможность компьютерной системе 1000 реализовать рассматриваемым здесь образом объект настоящего изобретения. В частности, компьютерные программы, когда они выполняются, позволяют использовать процессор 1004 при осуществлении процессов согласно объекту настоящего изобретения, таких как способы, поясняемые блок-схемами последовательностей операций, описание которых приведено в другом месте в данном описании изобретения. Соответственно, такие компьютерные программы отображают контроллеры компьютерной системы 1000. В тех случаях, когда раскрываемый здесь объект изобретения реализуется с использованием программного обеспечения, программное обеспечение может храниться в компьютерном программном продукте и загружаться в систему 1000 с использованием съемного накопителя 1014, интерфейса 1020, накопителя 1012 на жестком диске или интерфейса 1024 связи.

[0119] Объект настоящего изобретения относится также к компьютерным программным продуктам, содержащим программное обеспечение, хранящееся в любой компьютерной используемой среде. Компьютерные программы или программное обеспечение в настоящем контексте означают любое выражение на любом языке, код или систему символов набора инструкций, предназначенных для того, чтобы вынудить систему, обладающую способностью к обработке информации, выполнять или непосредственно или опосредствованно, или и тем, и другим путем, определенную функцию следующего характера: а) преобразование на другой язык, код или систему символов; b) воспроизведение в разной материальной форме. Такое программное обеспечение, когда оно реализуется в одном или нескольких устройствах обработки данных, вынуждает устройство(а) обработки данных работать так, как здесь описывается. В вариантах осуществления изобретения может применяться любая используемая или считываемая компьютерной системой среда, известная на настоящий момент или такая, что станет известна в будущем. Примерами используемых компьютерной системой сред могут служить, без ограничения, основные устройства хранения данных (например, любой тип памяти с произвольным доступом), вспомогательные устройства памяти (например, накопители на жестких дисках, гибкие диски, компакт-диски формата CD-ROM, диски ZIP, ленты, магнитные устройства хранения данных, оптические устройства хранения данных, микроэлектромеханические системы, нанотехнологические устройства хранения данных и т.д.) и среды для связи (например, проводные и беспроводные сети связи, локальные сети, региональные сети, интрасети и т.д.).

[0120] Способы отображения материалов реактора

[0121] Теперь, когда рассмотрены показательные варианты осуществления ядерных реакторов, управление реакторами и симуляция реакторов, будут рассмотрены связанные с ними показательные способы.

[0122] Далее рассматривается ряд блок-схем последовательностей операций, отображающих реализации процессов. Для облегчения понимания блок-схемы последовательностей операций организованы так, что начальные блок-схемы последовательностей операций представляют реализацию "комплексного представления" и после этого следующие блок-схемы представляют другие варианты реализации и/или расширения блок-схем "комплексного представления" или как подэтапы, или как дополнительные этапы, развивающие одну или несколько ранее представленных блок-схем. Для специалистов в данной области техники очевидно, что использованный здесь вид представления (например, начинающийся с представления блок-схемы (блок-схем), представляющей общий вид и после этого дающей дополнения к и/или дополнительные сведения в последующих блок-схемах), вообще дает возможность быстро и легко понять различные реализации процесса. Кроме того, для специалистов в данной области техники также очевидно, что используемый здесь вид представления, кроме того, вполне подходит для парадигм проектирования модульных структур. Блоки могут выполняться в любом порядке, если не указано иное. Некоторые варианты осуществления не требуют выполнения операций всех до единого блоков независимо от того, помечены ли блок или блоки явно или же упоминаются как необязательные. Другие варианты осуществления требуют повторное выполнение одного или нескольких блоков независимо от того, помечен ли блок или же упоминается как повторяющийся.

[0123] Обратимся к фиг. 11, поясняющей показательный способ 1100 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Способ 1100 начинается на блоке 1105.

[0124] В блоке 1105 определяют поток в первом элементе исходя из количества(еств) по меньшей мере одного материала в по меньшей мере одном элементе. Определение потока может также осуществляться исходя из количеств более чем одного материала в первом элементе и/или предыдущего потока в первом элементе. Кроме того, определение потока может также осуществляться исходя из количеств одного или нескольких материалов в одном или нескольких элементах. Например, поток может быть определен путем расчета переноса (например, решением уравнений переноса нейтронов). "Потоком" может быть любой поток (например, поток фотонов, поток альфа-частиц, поток бета-частиц и т.д.), но обычно это поток нейтронов. Поток может быть определен методами численного анализа с использованием средней скорости изменения потока. Средняя скорость изменения потока может быть средневзвешенной величиной (например, определяемой по методу Рунге-Кутта или другим методом). Поток может зависеть от количеств(а) одного или нескольких материалов в первом элементе. Поток может также зависеть от количества(еств) одного или нескольких материалов в одном или нескольких дополнительных элементах. "Количеством" может быть масса или число (например, число атомов) или же это может быть плотность/концентрация (например, масса или количество частиц в единице объема). Элемент представляет собой физическое местоположение или область в ядерном реакторе. Реактор может быть, например, реальным или симулированным, работающим в настоящий момент или проектируемым. Реактор может представлять собой реактор любого вида или подвида, включая легководный реактор, тяжеловодный реактор, ядерный реактор с водой под давлением, реактор на кипящей воде, ядерный реактор распространяющейся дефлаграционной волны и т.д. Реактор обычно представляют в виде большого количества однородных элементов, но могут использоваться и неоднородные элементы. Как и любой другой элемент, каждый элемент может иметь одинаковую или разную форму или объем. Материалом может быть один или несколько из: любой химический элемент, молекула, семейство химических элементов, семейство молекул, изотоп, семейство изотопов, изомеры изотопов, воспроизводящий изотоп(ы), продукт(ы) деления, отравляющие продукты деления и т.д. Материалами, как правило, являются химические элементы и изотопы химических элементов. U-235 и U-238, таким образом, представляют собой два разных материала.

[0125] В блоке 1110 определяют, исходя из предыдущего количества(еств) одного или нескольких материала(ов) и потока в первом элементе, среднюю скорость(и) изменения одного или нескольких количеств материала(ов) в первом элементе. Например, средние скорости изменения могут быть определены путем расчета величины ядерного превращения. Среднюю скорость изменения количества одного или нескольких материалов можно определить методами численного анализа с использованием средней скорости изменения количества. Средняя скорость изменения потока может представлять собой взвешенное среднее (например, определяемое по методу Рунге-Кутта или любым другим методом). Количество может зависеть от потока в первом элементе. Средние скорости изменения для одного или нескольких материалов могут быть вычислены по отдельности или одновременно (как, например, когда связаны через уравнения ядерного превращения).

[0126] В блоке 1115 определяют обновленное количество(а) в первом элементе для материала(ов) исходя из средней скорости(ей) изменения. Например, обновленные количества могут быть определены путем выполнения расчетов ядерного превращения. Обновленные количества для одного или нескольких материалов могут быть вычислены по отдельности или одновременно (как, например, когда связаны через уравнения ядерного превращения).

[0127] В блоке 1120 определяют по меньшей мере одно перемещаемое количество. Перемещаемым количеством может быть любое количество одного или нескольких материалов, такое как количество материала, которое требуется переместить в элемент или из элемента. В этом блоке каждое из одного или нескольких количеств может относиться к одному или нескольким материалов в первом элементе. Может быть определено количество, перемещаемое под влиянием одного или нескольких параметров реактора, таких как поток или флюенс, уровень мощности (локальный или общий), температура и т.д. Параметр реактора может быть сопоставлен с пороговым или заданным значением для этого параметра. Этот блок может быть выполнен повторно как подходящий, например, для каждого из одного или нескольких материалов в первом элементе.

[0128] В блоке 1125 обновленное количество(а) в первом элементе корректируют по перемещаемому количеству(ам). Каждое из одного или нескольких перемещаемых количеств накладывают на количества одного или нескольких материалов в первом элементе, вызывая тем самым увеличение или уменьшение каждого количества, на которое оказано влияние. Для указания на отсутствие изменения можно использовать перемещаемое количество, равное нулю. В одном варианте осуществления материал может быть перемещен за пределами реактора. В этом случае блоки 1130-1145 могут быт быть опущены.

[0129] В блоке 1130 определяют поток во втором элементе исходя из количества(еств) по меньшей мере одного материала во втором элементе. Как указано выше, определение потока может также осуществляться исходя из количеств более чем одного материала во втором элементе. Кроме того, определение потока может также осуществляться исходя из количеств одного или нескольких материалов в одном или нескольких других элементах.

[0130] В блоке 1135 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) во втором элементе исходя из предыдущего количества(еств) материала (ов) и потока во втором элементе.

[0131] В блоке 1140 определяют обновленное количество(а) во втором элементе для материала(ов) исходя из средней скорости(ей) изменения во втором элементе.

[0132] В блоке 1145 корректируют обновленное количество(а) во втором элементе на величину перемещаемого количества(еств).

[0133] В блоке 1150 определяют действие по управлению для ядерного реактора. Действием по управлению может быть изменение (положительное или отрицательное) локальной нейтронной реактивности реактора с использованием любых элементов влияния на нейтроны или поглощения нейтронов, таких как перемещение поглощающих нейтроны материалов или текучих сред, управляющих стержней и т.д.; изменение одного или нескольких различных потоков, например потока теплопоглощающего материала (например, охладителя), через реактор путем упорядочения изменений в работе насосов подачи охладителя реактора и/или изменения положения различных клапанов в системе реактора, включая, без ограничения, затворы реактора или запорные клапаны охладителя реактора, запорные клапаны пара и т.д.; изменение положений одного или нескольких прерывателей (например, прерывателей подачи питания на насос подачи охладителя реактора, выходных прерывателей паротурбогенератора и т.д.); и т.п. Действие по управлению, которое определено, может быть визуально представлено пользователю. В варианте осуществления изобретения присутствие этого блока не является обязательным.

[0134] В блоке 1155 осуществляют действие по управлению для ядерного реактора. Это может быть выполнено автоматически или вручную. В варианте осуществления присутствие этого блока не является обязательным.

[0135] В блоке 1160 вводят в то место в реакторе, где находится первый элемент в реакторе, или удаляют из него приблизительно перемещаемое количество(а) материала(ов). В этом блоке удаляют из одного места или вводят в это место (то есть удаляют из места, где находится первый элемент, или вводят в место, где находится первый элемент) фактическое количество по меньшей мере одного вещества, соответствующее одному или нескольким из по меньшей мере одного материала. Этот блок может быть выполнен совместно с блоком 1155 или отдельно. Перемещаемое количество вещества (то есть приблизительно перемещаемое количество соответствующего материала или материалов) может, но не обязательно это так, быть связано с компонентом, находящимся в том месте, которое представлено элементом (например, со сборкой, содержащей топливо, поглощающий нейтроны материал, конструктивные компоненты или любую их комбинацию). В таком варианте осуществления, как симуляция или оценивание конструктивного исполнения реактора, эта операция не обязательно нужна.

[0136] Выполнение операций данного способа заканчивается блоком 1160, но продолжаться до точки А, как показано в других способах на других фигурах.

[0137] Обратимся теперь к фиг. 12, где представлен показательный способ 1200 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Способ 1200 начинается в блоке 1210. Как проиллюстрировано точкой А, способу 1200 может предшествовать способ 1100.

[0138] В блоке 1210 вводят во второй элемент или удаляют из него приблизительно перемещаемое количество(а) материала(ов). В этом блоке фактическое количество по меньшей мере одного вещества, соответствующего одному или нескольким из по меньшей мере одного материала, удаляют из места или вводят в место, где находится второй элемент (то есть из места, где находится второй элемент, или в место, где находится второй элемент). Например, в соответствии с блоком 1160 способа 1100 из первого элемента во второй элемент или наоборот может быть введено количество вещества, приблизительно равное перемещаемым количеству или количествам соответствующих материалов, которые определены.

[0139] Операции способа заканчиваются блоком 1210.

[0140] Обратимся к фиг. 13, поясняющей показательный способ 1300 для симуляции реактора ядерного деления и/или управления им. Способ 1300 начинается в блоке 1305. Как показано точкой A, способу 1300 может предшествовать способ 1100. Показательный способ 1300 представляет показательный способ перемещения вещества через реактор в четырехэлементной петле. В каждом элементе в петле количество и вид перемещаемого вещества не обязательно должны быть идентичными. Специалисту в данной области техники должно быть понятно, что четырехэлементная петля может быть расширена или сокращена, как требуется (то есть включает в себя меньше или больше элементов).

[0141] В блоке 1305 вводят во второй элемент приблизительно перемещаемое количество(а) материала(ов). Например, в соответствии с блоком 1160 способа 1100 из первого элемента во второй элемент может быть введено количество вещества, приблизительно равное перемещаемым количеству или количествам соответствующих материалов, которые определены.

[0142] В блоке 1310 определяют второе перемещаемое количество(а). Вторые перемещаемые количество или количества могут быть вычислены любым способом, как указано выше.

[0143] В блоке 1315 количество(а) во втором элементе корректируют на величину второго перемещаемого количества(еств).

[0144] В блоке 1320 выводят из второго элемента в третий элемент приблизительно второе перемещаемое количество(а) материала(ов).

[0145] В блоке 1325 определяют третье перемещаемое количество(а).

[0146] В блоке 1330 количество(а) в третьем элементе корректируют на величину третьего перемещаемого количества(еств).

[0147] В блоке 1335 выводят из третьего элемента в четвертый элемент приблизительно третье перемещаемое количество(а) материала(ов).

[0148] В блоке 1340 определяют четвертое перемещаемое количество(а).

[0149] В блоке 1345 количество(а) в четвертом элементе корректируют на величину четвертого перемещаемого количества(еств).

[0150] В блоке 1350 вводят из четвертого элемента в первый элемент приблизительно четвертое перемещаемое количество(а) материала(ов).

[0151] Операции способа оканчиваются блоком 1350.

[0152] Обратимся теперь к фиг. 14, где представлен показательный способ 1400 для симуляции реактора ядерного деления и/или управления им. Осуществление способа 1400 начинается в блоке 1405. Как показано точкой А, способу 1400 может предшествовать способ 1100. Показательный способ 1400 поясняет, среди прочего, смешивание количеств одного или нескольких материалов из первого элемента и третьего элемента и введение по меньшей мере части смеси обратно в первый элемент. В необязательном порядке, но могут иметь место одна или несколько дополнительных итераций расчетов нейтронного потока и ядерного превращения. Специалисту в данной области техники должно быть понятно, что этот показательный способ может быть расширен или сужен для учета различных способах смешивания, в которых может использоваться меньше или больше элементов.

[0153] В блоке 1405 вводят во второй элемент приблизительно перемещаемое количество(а) материал а(ов).

[0154] В блоке 1410 определяют второе перемещаемое количество(а).

[0155] В блоке 1415 корректируют количество(а) во втором и третьем элементах на величину второго перемещаемого количества(еств).

[0156] В блоке 1420 вводят/удаляют из третьего элемента и удаляют/вводят во второй элемент приблизительно второе перемещаемое количество(а).

[0157] В блоке 1425 определяют новую среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и скорректированного потока в первом элементе.

[0158] В блоке 1430 определяют новое обновленное количество(а) в первом элементе для материала(ов) исходя из новой средней скорости(ей) изменения.

[0159] В блоке 1435 определяют третье перемещаемое количество(а).

[0160] В блоке 1440 корректируют количество(а) во втором и первом элементах на величину третьего перемещаемого количества(еств).

[0161] В блоке 1445 вводят из второго элемента в первый элемент приблизительно третье перемещаемое количество(а).

[0162] Выполнение операций способа оканчивается блоком 1445.

[0163] Обратимся теперь к фиг. 15, где представлен показательный способ 1500 для симуляции реактора ядерного деления и/или управления им. Как показано точкой А, способу 1500 может предшествовать способ 1100. Показательный способ 1500 представляет собой, среди прочего, показательный способ введения количеств одного или нескольких материалов в место, где находится элемент для удерживания (например, бак или емкость для хранения и т.д.). Несмотря на то, что материал находится в месте расположения удерживающего элемента, существует вероятность возникновения одной или нескольких дополнительных итераций расчетов нейтронного потока и ядерного превращения. Материал может быть также удален из удерживающего элемента (например, в место, которое представлено не первым элементом). Специалисту в данной области техники должно быть понятно, что показательный способ может быть расширен или сужен с учетом того, что существуют различные способы удержания с использованием меньшего или большего количества элементов. Способ 1500 начинается с блока 1505.

[0164] В блоке 1505 вводят во второй элемент приблизительно перемещаемое количество(а) материала(ов).

[0165] В блоке 1510 определяют второе перемещаемое количество(а).

[0166] В блоке 1515 корректируют количество(а) во втором элементе на величину второго перемещаемого количества(еств).

[0167] В блоке 1520 удаляют из второго элемента приблизительно второе перемещаемое количество(а) материалов.

[0168] В блоке 1525 определяют новую среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и скорректированного потока в первом элементе.

[0169] В блоке 1530 определяют новое обновленное количество(а) в первом элементе для материала(ов) исходя из новой средней скорости(ей) изменения.

[0170] В блоке 1535 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) во втором элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и потока во втором элементе.

[0171] В блоке 1540 определяют обновленное количество(а) во втором элементе для материала(ов) исходя из средней скорости изменения во втором элементе.

[0172] В блоке 1545 определяют третье перемещаемое количество(а).

[0173] В блоке 1550 корректируют количество(а) в первом и втором элементах на величину третьего перемещаемого количества(еств).

[0174] В блоке 1555 вводят из второго элемента в первый элемент приблизительно третье перемещаемое количество(а) материалов.

[0175] Выполнение операций способа заканчивается в блоке 1555.

[0176] Обратимся теперь к фиг. 16, на которой представлен показательный способ 1600 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Показательный способ 1600 отличается от показательного способа 1110, но некоторые этапы могут быть схожими. Например, показательный способ 1600 представляет собой пример непрерывного перемещения материала(ов), а не прерывистых перемещений. Способ 1600 начинается с блока 1605.

[0177] В блоке 1605 определяют поток в первом элементе исходя из количества(еств) по меньшей мере одного материала в первом элементе. Как указано выше, определение потока также может осуществляться исходя из количеств более чем одного материала в первом элементе. Кроме того, определение потока может также осуществляться исходя из количеств одного или нескольких материалов в одном или нескольких элементах. Этот блок аналогичен блоку 1105.

[0178] В блоке 1610 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из предыдущего количества(еств) материала(ов) и потока в первом элементе. Этот блок аналогичен блоку 1110.

[0179] В блоке 1615 определяют по меньшей мере одну скорость движения материала(ов) в первом элементе. Скоростью движения может быть любая скорость движения одного или нескольких материалов, как, например, количества материала, которое необходимо ввести в элемент или удалить из элемента. В этом блоке каждая из одной или нескольких скоростей движения может относиться к одному или нескольким материалов в первом элементе. Скорость движения может быть определена в соответствии с одним или несколькими параметрами реактора, такими как поток или флюенс, уровень мощности (локальный или общий), температура и т.д. Параметр реактора может быть сопоставлен с пороговой или заданной для этого параметра величиной. Этот блок может быть выполнен повторно как подходящий, например, для каждого из одного или нескольких материалов в первом элементе.

[0180] В блоке 1620 корректируют среднюю скорость(и) изменения в первом элементе исходя из скорости(ей) движения материала(ов) в первом элементе. Например, средняя скорость изменения материала в первом элементе может быть скорректирована (увеличена или уменьшена) исходя из скорости движения, которая определена. Может быть осуществлена коррекция одной средней скорости изменения или отдельных скоростей изменения, которые усредняют (например, в виде прямого среднего или взвешенного среднего). Средние скорости изменения для более чем одного материала могут быть вычислены по отдельности или одновременно (как, например, тогда, когда связаны через уравнения ядерного превращения).

[0181] В блоке 1625 определяют обновленное количество(а) в первом элементе исходя из скорректированной средней скорости(ей) изменения. В варианте осуществления материал можно перемещать снаружи реактора. В этом случае блоки 1630-1635 можно опустить.

[0182] В блоке 1630 определяют поток во втором элементе исходя из количества(еств) по меньшей мере одного материала во втором элементе. Как указано выше, определение потока может также осуществляться исходя из количеств более чем одного материала в первом элементе. Кроме того, определение потока может также осуществляться исходя из количеств одного или нескольких материалов в одном или нескольких других элементах.

[0183] В блоке 1635 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) во втором элементе исходя из предыдущего количества(еств) материала(ов) и потока во втором элементе.

[0184] В блоке 1640 определяют среднюю скорость(и) изменения во втором элементе исходя из скорости(ей) движения по меньшей мере одного материала.

[0185] В блоке 1645 определяют обновленное количество(а) во втором элементе исходя из скорректированной средней скорости(ей) изменения.

[0186] В блоке 1650 определяют действие по управлению для ядерного реактора. В варианте осуществления этот блок не является обязательным.

[0187] В блоке 1655 осуществляют действие по управлению для ядерного реактора. В варианте осуществления этот блок не является обязательным.

[0188] В блоке 1660 материал(ы) вводят /удаляют из первого элемента со скоростью перемещения, приблизительно эквивалентной скорости(ям) движения материала(ов). Как и в блоке 1160, перемещают фактическое количество по меньшей мере одного вещества, но перемещение осуществляют со скоростью перемещения, эквивалентной соответствующей скорости движения. В варианте осуществления, таком как симуляция или оценивание конструкции реактора, наличие этого этапа не является обязательным.

[0189] Способ оканчивается блоком 1660, но может продолжаться до точки В, как указано в других способах на других фигурах.

[0190] Теперь обратимся к фиг. 17, на которой представлен показательный способ 1700 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Осуществление способа 1700 начинается в блоке 1705. Как показано точкой В, способу 1700 может предшествовать способ 1600.

[0191] В блоке 1705 материал(ы) удаляют/вводят во второй элемент со скоростью(ями) перемещения, приблизительно эквивалентными скорости(ям) движения материалов. В этом блоке конкретное количество по меньшей мере одного вещества, соответствующего одному или нескольким из по меньшей мере одного материала, удаляют из места или вводят в место, где находится второй (то есть удаляют из места, где находится второй элемент, или вводят в место, где находится второй элемент) со скоростью(ями) движения. Например, в соответствии с блоком 1660 способа 1600 количество вещества, приблизительно равное перемещаемым количеству или количествам, которые определены, соответствующих материалов может быть перемещено из первого элемента во второй элемент или наоборот с соответствующей скоростью(ями) движения.

[0192] Осуществление способа начинается в блоке 1705.

[0193] Обратимся теперь к фиг. 18, на которой представлен показательный способ 1800 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Осуществление способа 1800 начинается на блоке 1805. Как показано точкой В, способу 1800 может предшествовать способ 1600. Показательный способ 1800 представляет собой показательный способ перемещения вещества через реактор с различными скоростями в четырехэлементной петле. В каждом элементе в петле скорость и тип перемещаемого вещества не обязательно должны быть идентичными. Специалисту в данной области техники должно быть понятно, что четырехэлементная петля может быть расширена или сжата подходящим образом (то есть содержать меньше или больше элементов).

[0194] В блоке 1805 вводят материал(ы) во второй элемент со скоростью(ями), приблизительно эквивалентной скорости(ям) движения материалов.

[0195] В блоке 1810 определяют вторую скорость(и) (группу скоростей) движения для материала(ов) во втором элементе.

[0196] В блоке 1815 осуществляют также коррекцию(ии) средней скорости(ей) изменения во втором элементе исходя из второй скорости(ей) (группы скоростей) движения материала(ов).

[0197] В блоке 1820 вводят материал(ы) из второго элемента в третий элемент приблизительно со второй скоростью(ями) (группой скоростей) движения.

[0198] В блоке 1825 определяют скорость(и) движения(ий) для материала(ов) в третьем элементе.

[0199] В блоке 1830 корректируют среднюю скорость(и) изменения для материала(ов) в третьем элементе на величину второй скорости(ей) (группы скоростей) движения для второго элемента и/или скоростей движения третьего элемента, которые определены.

[0200] В блоке 1835 вводят материал(ы) из третьего элемента в четвертый элемент приблизительно с определенной скоростью(ями) движения третьего элемента.

[0201] В блоке 1840 определяют скорость(и) движения для материала(ов) в четвертом элементе.

[0202] В блоке 1845 среднюю скорость(и) изменения для материала(ов) в четвертом элементе корректируют по определенной скорости(ям) движения третьего элемента и/или определенным скоростям движения четвертого элемента.

[0203] В блоке 1850 вводят материал(ы) из четвертого элемента в первый элемент приблизительно с определенными скоростями движения четвертого элемента.

[0204] Выполнение операций способа оканчивается блоком 1850.

[0205] Обратимся теперь к фиг.19, где представлен показательный способ 1900 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Показательный способ 1900 поясняет, среди прочего, смешивание количеств одного или нескольких материалов из первого элемента и третьего элемента и введение по меньшей мере части смеси обратно в первый элемент. Введение происходит с различными скоростями. Во время введения в некоторых случаях могут иметь место одна или несколько дополнительных итераций расчетов нейтронного потока и ядерного превращения. Специалисту в данной области техники должно быть понятно, что показательный способ можно расширить или сократить, если учесть в нем различные способы смешивания с использованием меньшего или большего количества элементов. Осуществление способа 1900 начинается в блоке 1905. Как показано точкой В, способу 1900 может предшествовать способ 1600.

[0206] В блоке 1905 вводят материал(ы) во второй элемент со скоростью(ями) введения, приблизительно эквивалентной скорости(ям) движения материалов.

[0207] В блоке 1910 определяют вторую скорость(и) (группу скоростей) движения для материала(ов) второго элемента.

[0208] В блоке 1915 осуществляют также корректировки средней скорости(ей) изменения во втором элементе и средней скорости(ей) изменения в третьем элементе исходя из второй скорости(ей) (группы скоростей) движения материал а(ов).

[0209] В блоке 1920 вводят материал(ы) приблизительно со второй скоростью(ями) (группой скоростей) движения в третий элемент/из третьего элемента из второго элемента/во второй элемент.

[0210] В блоке 1925 определяют новую среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и обновленный поток в первом элементе.

[0211] В блоке 1930 определяют новое обновленное количество(а) в первом элементе для материала(ов) исходя из новой средней скорости(ей) изменения.

[0212] В блоке 1935 определяют третью скорость(и) (группу скоростей) движения для материала(ов) второго элемента.

[0213] В блоке 1940 корректируют среднюю скорость(и) изменения материала(ов) в первом и втором элементах с использованием третьей скорости(ей) (группы скоростей) движения.

[0214] В блоке 1945 вводят материал(ы) приблизительно с третьей скоростью(ями) (группой скоростей) движения из второго элемента в первый элемент.

[0215] Выполнение операций способа оканчивается блоком 1945.

[0216] Обратимся теперь к фиг. 20, где представлен показательный способ для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Показательный способ 2000 представляет собой показательный способ, предусматривающий, среди прочего, введение количеств одного или нескольких материалов в место, где находится удерживающий элемент (например, бак или емкость для хранения и т.д.) с различными скоростями. В то время как материал вводится/удаляется из места, где находится удерживающий элемент, в некоторых случаях могут иметь место одна или несколько дополнительных итераций расчетов нейтронного потока и ядерного превращения. Материал может также удаляться из удерживающего элемента (например, в место, которое представлено не первым элементом). Осуществление способа 2000 начинается в блоке 2005. Как показано точкой В, способу 2000 может предшествовать способ 1600.

[0217] В блоке 2005 вводят материал(ы) во второй элемент со скоростью(ями) введения, приблизительно эквивалентной скорости(ям) движения материалов.

[0218] В блоке 2010 определяют вторую скорость(и) (группу скоростей) движения для материала(ов) второго элемента.

[0219] В блоке 2015 выполняют дополнительную коррекцию(и) средней скорости(ей) изменения во втором элементе исходя из второй скорости(ей) (группы скоростей) движения материала(ов).

[0220] В блоке 2020 удаляют материал(ы) из второго элемента приблизительно со второй скоростью(ями) (группой скоростей) движения.

[0221] В блоке 2025 определяют новую среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и обновленного потока в первом элементе.

[0222] В блоке 2030 определяют новое обновленное количество(а) в первом элементе для материала(ов) исходя из новой средней скорости(ей) изменения.

[0223] В блоке 2035 определяют новую среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) во втором элементе исходя из текущего количества(еств) материала(ов) и потока во втором элементе.

[0224] В блоке 2040 определяют третью скорость(и) (группу скоростей) движения для материалов во втором элементе.

[0225] В блоке 2045 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) в первом элементе исходя из третьей скорости(ей) (группы скоростей) движения для материалов во втором элементе.

[0226] В блоке 2050 определяют среднюю скорость(и) изменения количества(еств) материала(ов) во втором элементе исходя из третьей скорости(ей) (группы скоростей) движения для материалов во втором элементе.

[0227] В блоке 2055 вводят из второго элемента в первый элемент материал(ы) приблизительно с третьей скоростью(ями) (группой скоростей) движения.

[0228] Последовательность операций способа заканчивается блоком 2055.

[0229] Обратимся теперь к фиг. 21, на которой представлен показательный способ 2100 для симуляции ядерного реактора и/или управления им. Как рассмотрено в другой части описания, уравнения переноса нейтронов могут использовать данные эффективного сечения для некоторых или всех материалов в реакторе. Способ 2100 иллюстрирует показательный способ, не носящий ограничительный характер, который может иметь одно или несколько из следующих преимуществ. Он позволяет уменьшить нагрузку на вычислительные ресурсы, снизить потребность в исчерпывающих данных эффективного сечения для каждой реакции для каждой бомбардируемой частицы в пределах спектра энергий ударяющихся частиц и/или увеличить точность существующих способов. Осуществление способа 2100 начинается на блоке 2105.

[0230] В блоке 2105 выбирают соседний материал, являющийся соседним по отношению к основному материалу в первом элементе. Основной материал - это материал из одного или нескольких материалов в реакторе или элементе реактора, который может быть представлен действующим материалом. В варианте осуществления основными материалами могут быть продукты деления (химические элементы, изотопы и/или изомеры изотопов). Основной материал может не быть хорошо изученным в отношении такого микроскопического свойства, как данные микроскопического эффективного сечения. Например, некоторые из эффективных сечений для реакций рассеяния, радиационного захвата, деления и других реакций с нейтронами различных энергий могут быть неизвестны. Кроме того, информация об основном материале может быть широко известной, но по другим причинам (таким как уменьшение нагрузки на вычислительные ресурсы), основной материал может быть представлен соседним материалом, который будет служить действующим материалом. Соседний материал может быть выбран из ряда действующих материалов. В варианте осуществления несколько соседних материалов могут быть выбраны из ряда действующих материалов для представления основного материала как действующие материалы для более чем одного свойства. Действующие материалы, как правило, хорошо изучены в отношении существенных данных микроскопического эффективного сечения. В варианте осуществления действующие материалы являются реальными материалами (например, изотопами) с определенными эмпирическим путем микроскопическими количественными параметрами. В еще одном варианте осуществления действующие материалы включают один или несколько фиктивных материалов. Фиктивный материал по существу представляет собой совокупность фиктивных значений для различных эффективных сечений и, в некоторых случаях, других свойств. Соседний материал может быть выбран так, чтобы служить действующим материалом для основного материала по одному или нескольким из многих критериев. Как правило, соседний материал имеет такие микроскопические свойства, что определенная плотность соседнего элемента структуры будет иметь схожие макроскопические свойства, как, например, существующая плотность основного материала. Таким образом, соседний материал может быть выбран так, чтобы служить действующим материалом для основного материала исходя из сравнения микроскопических свойств основного материала с микроскопическими свойствами каждого из соседних материалов. Микроскопические свойства могут быть аппроксимированы так, что имеют одно или несколько дискретных значений в отношении энергии ударяющейся частицы (например, нейтрона), или могут быть оценены как функция энергии ударяющихся частиц. В варианте осуществления выбор соседнего материала или соседних материалов ограничивается выбором из одного или нескольких действующих материалов, которые, к тому же, являются продуктами деления одного или нескольких расщепляющихся материалов. Продукты деления могут быть также ограничены делениями, вызываемыми нейтронами и/или нейтронами с определенными уровнями энергии. В варианте осуществления, ограничивающем также выбор, потенциальные соседние материалы могут быть выбраны из действующих материалов под тем же самым "максимумом", что и основной материал кривой выхода продуктов деления (например, левая часть 912 или правая часть 914 кривой 900 выхода продуктов деления, изображенной на фиг. 9). В варианте осуществления количество потенциальных основных материалов больше, чем количество действующих материалов. Например, известные изотопы продуктов деления исчисляются тысячами. В другом варианте осуществления количество действующих материалов ограничено сравнительно малым числом (например, меньше 100, 50, 30 или 20). В варианте осуществления количество действующих материалов ограничено числом 12. В варианте осуществления этот блок реализуется примером способа 2200, описанным ниже.

[0231] В блоке 2110 определяется замещающая величина выбранного соседнего материала или соседних материалов. Как обсуждалось выше, соседний материал может иметь микроскопические свойства, так что определенная плотность соседнего материала будет иметь такие же макроскопические свойства, что и существующая плотность основного материала. Замещающая величина является величиной или плотностью (например, концентрацией) соседнего материала, который служит для представления основного материала в заданной концентрации. Как и в случае с микроскопическими свойствами, макроскопические свойства могут быть приближенно выражены в качестве одного или нескольких дискретных значений или в качестве функции энергии ударяющихся частиц.

[0232] В блоке 2115 блоки 2105 и 2110 повторяются для каждого из нескольких основных материалов в первом элементе. В этом блоке соседний материал или соседние материалы выбираются для выполнения функции действующего материала (действующих материалов) для каждого из нескольких основных материалов (которые могут или не могут образовывать все материалы в элементе). Заданный действующий материал может быть выбран в качестве соседнего материала для более чем одного основного материала. Другие действующие материалы могут быть не выбраны в качестве какого-либо соседнего материала для основного материала. Замещающие величины каждого действующего материала определяются для каждого основного материала, для которого действующий материал является соседним материалом.

[0233] В блоке 2120 определяется суммарная замещающая величина для каждого действующего материала. В этом блоке общая замещающая величина для каждого действующего материала определяется на основе замещающих величин для каждого соседнего материала действующего материала. Например, предположим, что действующий материал был выбран для выполнения функции соседнего материала трех различных основных материалов. После выполнения предыдущих блоков действующий материал может иметь три замещающие величины (одну для каждого основного материала). В этом блоке суммарная замещающая величина определяется на основе трех замещающих величин (например, посредством их суммирования).

[0234] В блоке 2125 поток в первом элементе определяется на основе суммарных замещающих величин каждого действующего материала первого элемента. Как описывалось в данной заявке выше, например, поток может быть определен посредством вычисления переноса (например, посредством решения уравнений переноса нейтронов для определения нейтронного потока) и может быть также основан на суммарных замещающих величинах каждого действующего материала в одной или нескольких других элементов. Поток может быть приблизительно выражен одним или несколькими дискретными значениями или может являться непрерывной функцией, таким образом, описывая спектр потока. Поток может зависеть от пространства и/или энергии. Поток может быть определен посредством способов численного анализа, включающих способы Монте-Карло. Средняя скорость изменения потока может являться взвешенным средним (например, как определено посредством способа Рунге-Кутта или любого другого способа). Поток может зависеть от величины каждого из одного или нескольких материалов в первом элементе. Вместо использования фактических величин (например, концентраций) каждого материала в элементе вычисление использует суммарные замещающие величины каждого действующего материала. Таким образом, перекрестные данные и концентрации основных материалов учитываются в определении потока (например, вычислениях переноса нейтронов) посредством действующих материалов, имеющих замещающие концентрации. В вариантах осуществления, где количество действующих материалов относительно мало, затраты вычислительных ресурсов могут быть значительно снижены.

[0235] В блоке 2130 обновленная величина одного или нескольких материалов (основного или действующего) определяется на основе предыдущей величины материалов и потока (например, предполагаемого среднего потока) в первом элементе. Один или несколько материалов могут являться поднабором материалов в элементе. Например, обновленные величины могут быть определены посредством вычисления ядерного превращения, которое может учитывать скорости образования (например, на основе скоростей реакций, таких как скорости деления) и скорости распада (например, с использованием постоянных распада). Обновленные величины для одного или нескольких материалов могут быть решены по отдельности или одновременно (например, если они связаны уравнениями ядерного превращения). Вычисление может включать вычисление обновленной величины на основе заданного промежутка времени.

[0236] В блоке 2135 определяется действие по управлению ядерным реактором. Как описывалось выше, действие по управлению может являться изменением (положительным или отрицательным) локальной нейтронной реактивности реактора с использованием любых воздействующих на нейтрон или поглощающих нейтрон особенностей, таких как движение поглощающих нейтрон материалов или жидкостей, управляющих стержней и т.д.; изменением в одной или нескольких различных скоростях потока по любой причине, включая без ограничения локализированную или общую мощность реактора, например, поток теплопоглощающего материала (например, охладителя) через реактор или части реактора посредством управления изменениями в работе насоса подачи охладителя реактора и/или различных положениях клапана в системе реактора, включая без ограничения затворы реактора или запорные клапаны охладителя реактора, запорные клапаны пара и т.д.; изменением в одном или нескольких положениях прерывателя (например, прерывателей подачи питания на насос подачи охладителя реактора, выходных прерывателей паротурбогенератора и т.д.); или подобным. Другие действия по управлению будут понятны специалистам в данной области техники на основе приведенных в данной заявке идей. Определенное действие по управлению может быть отображено пользователю.

[0237] В блоке 2140 выполняется действие по управлению для ядерного реактора. Как описывалось выше, эта производительность может быть автоматической или ручной.

[0238] Способ завершается на блоке 2140.

[0239] На фиг. 22 представлен пояснительный способ 2200 для симуляции и/или управления ядерным реактором. В варианте осуществления способ 2200 используется для выполнения блока 2105 выше. Способ 2200 начинается с блока 2205.

[0240] В блоке 2205 идентифицируется несколько потенциальных соседних материалов. Продолжая описание блока 2205, потенциальные соседние материалы могут быть ограничены материалами, которые являются продуктами деления определенных изотопов, возможно, под воздействием ударяющихся частиц определенной энергии. В варианте осуществления потенциальные соседние материалы для заданного основного материала могут быть ограничены продуктами деления под той же «вершиной» кривой или кривых выхода продуктов деления, что и основной материал. Интересующая кривая выхода продуктов деления может быть, например, кривой одной реакции деления конкретного расщепляющегося материала или кривыми нескольких реакций деления в любом сочетании энергии ударяющихся частиц и расщепляющегося материала. Потенциальные соседние материалы могут быть также ограничены материалами, которые характеризуются протяженностью, необходимой для того, чтобы подходить в качестве действующих материалов. В варианте осуществления несколько потенциальных соседних материалов для заданного основного материала выбираются посредством идентификации некоторого количества (например, трех) действующих материалов, имеющих массовые числа (А) атома, которые являются «наиболее соответствующими» для чисел основного материала. «Наиболее соответствующее» решение может быть ограничено действующими материалами, имеющими большие (или меньшие) массовые числа атома. Также «наиболее соответствующее» решение может быть вынуждено принять по меньшей мере один меньший и один больший (в плане массового числа атома) действующий материал. Потенциальные соседние материалы, имеющие микроскопическое поперечное сечение равное нулю или близкое к нулю, могут быть исключены из некоторых вариантов осуществления.

[0241] В блоке 2210 соседний материал выбирается из нескольких потенциальных соседних материалов. После идентификации нескольких потенциальных соседних материалов один или несколько соседних материалов могут быть выбраны из множества. В варианте осуществления соседние материалы могут быть выбраны путем сравнения одного или нескольких микроскопических свойств, таких как поперечное сечение. Таким образом, количество сравнений, необходимых для выбора соседнего материала, ограничивается количеством материалов, определенных в качестве потенциальных соседних материалов в блоке 2205.

[0242] Способ завершается на блоке 2210. В варианте осуществления потенциальные соседние материалы могут быть идентифицированы путем сравнения одного или нескольких микроскопических свойств, таких как поперечное сечение. Потенциальные соседние материалы, имеющие микроскопическое поперечное сечение, равное нулю или близкое к нулю, могут быть исключены в некоторых вариантах осуществления.

Улучшенное нейтронное моделирование

[0243] Теперь, когда были обсуждены эти пояснительные варианты осуществления ядерных реакторов, а также управления и симуляции реактора, включая перемещение и отображение материалов в ядерных реакторах, будут обсуждены пояснительные системы и способы, связанные с улучшенным нейтронным моделированием.

[0244] Существует широкий выбор традиционных кодов для использования для симуляции и моделирования производительности ядерного реактора. Коды обработки поперечного сечения быстрого реактора включают, например, ЕТОЕ-2, МС2-2, SDX. Коды теории диффузии и переноса включают, например, DIF3D, DEF3DK, VARIANT и VIM. Коды топливного цикла/выгорания топлива включают, например, REBUS-3, RCT и ORIGEN-RA. Коды теории возмущения включают, например, VARI3D. Термогидравлические коды включают, например, SE2-ANL (SUPERENERGY2). Коды динамики реактора и анализа безопасности включают, например, SAS4A, SASSYS-1 и SAS-DIF3DK. Коды наблюдения и диагностики включают, например, MSET и PRODIAG. Коды стохастического нейтронного моделирования на основе кода переноса N-частицы Монте-Карло включают, например, ΚΕΝΟ, MONK и различные версии MCNP.

[0245] Улучшенное нейтронное моделирование в вариантах осуществления, описанное ниже, позволяет создание, поддержание и хранение стандартизированного набора данных, описывающего состояние ядерного реактора при исходных условиях, установленных оператором. Состояние реактора сохраняется в качестве абстрактной модели (ANRM) ядерного реактора. Абстрактная модель ядерного реактора может быть создана и поддерживаться независимо от конкретного режима симуляции, используемого схемой улучшенного нейтронного моделирования. Поддержание абстрактной модели ядерного реактора обеспечивает ряд усовершенствований по сравнению с традиционными и обычно частными схемами нейтронного моделирования.

[0246] Например, стандартизированные данные, отражающие состояние ядерного реактора, позволяют легкий доступ к информации в формате, понятном для программистов, разработчиков моделей и операторов реактора. Важно, что поддержание абстрактной модели ядерного реактора, характеризующейся наборами стандартизированных данных, также обеспечивает возможность преобразования данных в различные структуры данных, которые могут быть использованы в других отличных схемах нейтронного моделирования для проверки. Осуществление обычной проверки нейтронной симуляции приводит к значительным улучшениям надежности среди нескольких программ моделирования, что является важной особенностью, например, при попытке защитить финансирование проекта ядерного реактора, которое составляет многие миллиарды долларов. Традиционный анализ обычно не позволяет легкое использование необработанных входных данных от одной конкретной программы моделирования в другой программе. Такой проверочный анализ был ранее приостановлен из-за отсутствия формата стандартизированных данных.

[0247] Как проиллюстрировано, в настоящее время существует широкий выбор кодов для симуляции и моделирования ядерного реактора. Также не редкость, чтобы известный код формировал основу для нескольких последующих частных версий. Результатом является изобилие программ симуляции и моделирования ядерного реактора. Они часто являются частными и почти не имеют или вовсе не имеют функциональной совместимости или стандартизации. Также внешний интерфейс традиционных программ моделирования (т.е. средства, посредством которых описываются и генерируются исходные условия симуляции) обычно являются громоздкими и находятся в пределах возможностей только наиболее опытных пользователей. Более того, проверка симуляций ядерного реактора, которым необходимы главным образом подобные результаты при использовании различных программ, является дорогостоящей, времязатратной и (в худшем случае) ненадежной. Это может быть неприемлемо, если на волоске висят инвестиции в миллиард долларов. Следовательно, существует необходимость в интерфейсе моделирования, способном создавать наборы стандартизированных данных, которые могут быть использованы для создания и поддержания абстрактной модели ядерного реактора. Будет описан один новый интерфейс симуляции и моделирования, поддерживающий моделирование детерминированного типа.

Интерфейс детерминированного моделирования

[0248] Одна показательная схема улучшенного нейтронного моделирования использует интерфейс моделирования для детерминированного нейтронного моделирования. Как указано выше, показательной программой детерминированного моделирования является REBUS-3. REBUS-3 является системой кодов, разработанных для анализа топливных циклов реактора. Посредством REBUS-3 обычно решаются два основных типа проблем: 1) условия бесконечного времени или равновесия работы ядерного реактора при установленной схеме управления топливом; или 2) точная пошаговая или неравновесная работа реактора при заданной программе периодического или непериодического управления топливом. Для проблем равновесного типа код использует заданные внешние подачи топлива для нагрузки реактора. Факультативно, переработка может быть включена в спецификацию внешнего топливного цикла и отработанное топливо может быть возвращено обратно в реактор. Для неравновесных случаев первоначальный состав ядра ректора может быть подробно задан или ядро может быть нагружено из внешних источников и отработанное топливо может быть возвращено обратно в реактор, как в случае с равновесными проблемами.

[0249] Описывается новый интерфейс моделирования, который анализирует полученные данные моделирования реактора и данные симуляции ядерного реактора для создания и поддержания абстрактной модели ядерного реактора (ANRM).

[0250] Для наглядности на фиг. 23 изображена система 2300 моделирования ядерного реактора, включающая интерфейс 2310 моделирования, данные 2320 моделирования ядерного реактора, данные 2340 симуляции и базу 2360 данных. Данные 2320 моделирования также включают несколько типов 2330-1 - 2330-n данных. Например, данные 2320 моделирования могут включать материальные данные 2330-1 ядерного реактора, данные 2330-2 геометрии части модели ядерного реактора или данные 2330-n о производительности ядерного реактора или некоторую их часть.

[0251] В варианте осуществления материальные данные 2330-1 ядерного реактора могут включать данные о топливе, структурные данные, защитные данные, данные об охладителе, данные об изотопе, данные регулятора и данные о циклических нагрузках. В варианте осуществления данные 2330-n о производительности ядерного реактора могут включать переполнение топливного элемента, выгорание топлива, отвод продуктов деления, исключение охладителя и отвод газообразных продуктов деления для всего или части ядерного реактора во время симуляции.

[0252] Данные 2340 симуляции генерируются одним или несколькими симуляторами 2350-1 - 2350-n. Например, симуляторы могут содержать нейтронный симулятор 2350-1, симулятор 2350-2 выгорания топлива или термогидравлический симулятор 2350-n. Данные 2340 симуляции могут также быть сгенерированы симулятором характеристик материала, термическим симулятором или атомистическим симулятором. В варианте осуществления нейтронный симулятор 2350-1 является инструментом стохастической симуляции. В следующем варианте осуществления инструмент стохастической симуляции основывается на инструменте симуляции кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP). В варианте осуществления нейтронный симулятор 2350-1 может также являться детерминированным инструментом симуляции. Например, детерминированный инструмент симуляции является инструментом симуляции REBUS. В варианте осуществления нейтронный симулятор 2350-1 взаимодействует с симулятором 2350-2 выгорания топлива для многократного производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0253] Интерфейс 2310 моделирования получает данные 2320 моделирования в качестве входящих, отправляет данные 2320 моделирования на любое количество симуляторов 2350-1 - 2350-n и получает выходные данные 2340 симуляции. В варианте осуществления интерфейс 2310 моделирования осуществляет построение абстрактной модели 2362 ядерного реактора (ANRM) посредством анализа как данных 2320 моделирования, так и данных 2340 симуляции. В варианте осуществления данные 2340 симуляции могут включать вложенные метаданные, добавленные симуляторами 2350-1 - 2350-n для определения дополнительного состояния ANRM 2362. ANRM 2362 состоит из гомогенизированных сборок, которые состоят из осевых блоков, как будет более подробно обсуждаться далее. ANRM 2362 сохраняется в базе 2360 данных или для последующего анализа, или для просмотра пользователем. В варианте осуществления интерфейс 2310 моделирования стандартизирует данные, представляющие ANRM 2362, определяющую структурные, поведенческие или порождающие шаблоны в объектно-ориентированной среде программирования, которые являются достаточными для описания определенного состояния ANRM 2362, как будет более подробно обсуждаться далее. В варианте осуществления после создания ANRM 2362 интерфейс 2310 моделирования может запускать последовательные циклы, выполнять генерирование коэффициента безопасности, запускать другие связанные физические коды (такие как термогидравлическая или топливная характеристика) и/или производить краткие отчеты.

[0254] Как упоминалось ранее, интерфейс 2310 моделирования использует объектно-ориентированную среду программирования для построения ANRM 2362 на основе введенных данных. В примере объектно-ориентированные программы включают структуры или классы данных, где каждый экземпляр класса является объектом. Различные функции могут быть вызваны в результате этого для извлечения, модификации или добавления данных к каждому объекту. Примеры широко используемых объектно-ориентированных программ включают С++, Python и Java.

[0255] Для наглядности на фиг. 24A изображена структура 2400 фундаментального класса интерфейса 2410 моделирования. Структура 2400 класса содержит: главного оператора 2410, структуру 2420 данных ядерного реактора, сборочный уровень 2430, включающий отдельные сборочные структуры 2440, и блочный уровень 2450, включающий отдельные блочные структуры 2460. На фиг. 24B изображен вариант осуществления, где каждая блочная структура 2460 геометрически размещена в рамках сборочной структуры 2440. В варианте осуществления каждая блочная структура 2460 содержит одну или несколько переменных материала. Например, переменные материала могут включать плотность, поток, эффективность, температуру и поток. На фиг. 24C изображен вариант осуществления, где одна блочная структура 2460 может включать несколько расположений 2470, в которых сохраняются переменные материала.

[0256] Главный оператор 2410 считывает все входные данные и осуществляет построение ANRM 2362, которая является структурой 2420 данных ядерного реактора в определенном состоянии. В варианте осуществления главный оператор 2410 может модифицировать входные данные посредством добавления метаданных для использования в определении первого или дополнительного состояния ANRM 2362. В варианте осуществления главный оператор 2410 также управляет и обрабатывает обычные многоцикловые связанные симуляции, поиски характеристик топлива, отслеживание истории, создание отчетов, управление топливом, взаимодействие и перезагрузку базы данных.

[0257] Структура 2420 данных ядерного реактора содержит состояние реактора в любой момент времени. Структура 2420 данных ядерного реактора включает, например, одну или несколько сборочных структур 2440. Данные, зависящие от состояния реактора в любой момент времени, могут быть сохранены в базе 2360 данных. В варианте осуществления структура 2420 данных ядерного реактора может также включать структуру бассейна для отработанного топлива (не показанную). В варианте осуществления структура 2420 данных ядерного реактора может также включать структуру топливоперегрузочной машины (не показанную).

[0258] Сборочная структура 2440 включает одну или несколько блочных структур 2460. История сборочной структуры 2440 производится в конце построения ANRM 2362. Отчет истории может являться функцией Лагранжа по своей природе, отслеживая конкретную сборку на своем пути. В варианте осуществления сборочная структура 2440 может функционировать в качестве списка и может повторяться с избытком или индексироваться.

[0259] Блочная структура 2460 содержит большинство данных симуляции и переменных материала. Истории как блочной структуры 2460, так и каждого расположения 2470 в рамках блочной структуры 2460 производятся в конце построения ANRM 2362. Отчет истории блочной структуры 2460 может также являться функцией Лагранжа по своей природе, в то время как отчет истории расположения 2470 в рамках блочной структуры 2460 может являться функцией Эйлера, которая фокусируется на конкретном пространственном расположении, поскольку сборки проходят через нее.

[0260] На фиг. 25 изображен пример файла 2500, который должен быть получен интерфейсом 2310 моделирования в качестве входных данных 2320 моделирования. В варианте осуществления файл содержит геометрические описания и расположения каждой сборки и определяет ярлыки состава сборок, которые соответствуют ярлыкам нагрузки нуклидного уровня. Например, файл 2500 показывает реактор 2510, который включает три показательных сборки Р0001, Е0002 и Е0003. Как показано, каждая сборка также включает показательный состав и данные геометрии для каждого блока в рамках сборки. В варианте осуществления файл записывается в формате XML. Другие форматы текстовых данных могут быть использованы для ввода данных моделирования, например XHTML, RSS, Atom и KML.

[0261] На фиг. 26 изображен пример входного графического интерфейса 2600 пользователя (GUI), используемого для ввода данных 2320 моделирования в интерфейс 2310 моделирования. В варианте осуществления входной GUI 2600 также позволяет пользователю выбрать, какие симуляторы использовать, и параметры для каждой симуляции. В варианте осуществления входной GUI 2600 включает несколько закладок, которые позволяют пользователю вводить различные параметры. Например, закладки могут включать закладку 2610 параметра симуляции, закладку 2620 параметра реактора, закладку 2630 вычисления безопасности, закладку 2640 настроек REBUS, закладку 2650 MCNP, закладку 2670 управления топливом и закладку 2660 для других настроек. В примере закладка 2670 управления топливом может включать поля параметра, относящиеся к тому, как приблизительно перемещать и формировать топливные стержни в каждом цикле. Новая задача, разработанная для создания ANRM 2362, может быть выполнена посредством представленного в качестве примера входного GUI 2600.

[0262] Код, который составляет целостность интерфейса 2310 моделирования, может быть разделен на подгруппы функций. Например, подгруппы могут включать компоненты, модули и внешние интерфейсы кода. В таблице 1 изображен список по меньшей мере нескольких показательных компонентов, включенных в код интерфейса 2310 моделирования. В варианте осуществления компоненты содержат основную ANRM 2362, которая включает блочные структуры 2660 и сборочные структуры 2640. Основная часть кода интерфейса моделирования включается в компоненты.

[0263] В изображенной ниже таблице 2 показан список по меньшей мере нескольких показательных модулей, включенных в код интерфейса моделирования. В варианте осуществления модули содержат код, который добавляет физические процессы в интерфейс 2310 моделирования с использованием внутренних кодов. В примере тепловой модуль добавляет температуры и скорости потока в модель, которая уже имеет мощность и поток. В другом примере модуль генератора коэффициента безопасности запускает интерфейс моделирования таким образом, что осуществляется производство коэффициентов реактивности.

[0264] В изображенной ниже таблице 3 показан список по меньшей мере нескольких показательных внешних интерфейсов кода, включенных в интерфейс моделирования кода. В варианте осуществления внешние интерфейсы кода являются соединениями между интерфейсом 2310 моделирования и симуляторами 2350-1 - 2350-n. Примеры программ симулятора включают без ограничения REBUS, SASSYS, SUPERENERGY и FEAST. В варианте осуществления внешние интерфейсы в результате этого могут быть вызваны главным оператором 2610.

[0265] На фиг. 27 изображен пример выходного GUI 2700 для многомерной визуализации текущего состояния ANRM 2362, сохраненного в базе 2360 данных. В варианте осуществления показательный GUI 2700 может быть использован для чтения переменных материала из любой блочной структуры 2660, сохраненной в базе 2360 данных в доступном в порядке изучения. В варианте осуществления показательный GUI может быть использован для взаимодействия в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством или модификации/получения данных 2320 моделирования, или управления анализом данных 2320 моделирования и данных 2340 симуляции. Например, показан вид 2710 блочного уровня, где пользователь может получить данные из каждого расположения 2720 в рамках блочной структуры 2660. Следует отметить, что в рамках ANRM 2362 может быть рассмотрено более одного уровня одновременно, как показано на примере нескольких окон просмотра, изображенных на фиг. 27.

[0266] На фиг. 28 изображен пояснительный способ 2800, предоставленный для поддержания и стандартизации абстрактной модели данных. Способ 2800 начинается с блока 2810.

[0267] В блоке 2810 получают данные моделирования, представляющие первую часть системы. Например, данные моделирования могут включать материальные данные ядерного реактора, данные геометрии части модели ядерного реактора, или данные о производительности ядерного реактора, или некоторую их часть, как было полностью описано выше. В примере данные моделирования могут быть получены посредством файла. Показательный файл может содержать описания и расположения геометрии каждой сборки и указывать ярлыки состава сборок, которые соответствуют ярлыкам нагрузки нуклидного уровня, как было полностью описано выше. В варианте осуществления каждая сборка может также включать показательные данные состава и геометрии для каждого блока в рамках сборки.

[0268] В вариантах осуществления файл может быть записан в формате XML. Как было указано ранее, могут быть использованы другие форматы текстовых данных для ввода данных моделирования, например XHTML, RSS, Atom и KML. В другом примере данные моделирования могут быть получены через GUI. В варианте осуществления GUI может включать несколько закладок, которые позволяют пользователю вводить различные параметры.

[0269] В блоке 2820 получают данные симуляции от симулятора, способного симулировать первую часть системы посредством первого набора параметров симуляции. Как описывалось выше, примеры симулятором могут включать нейтронный симулятор, симулятор выгорания топлива, термогидравлический симулятор, симулятор характеристик материала, термический симулятор или атомистический симулятор.

[0270] В блоке 2830 анализируются данные моделирования и данные симуляции. В варианте осуществления анализ выполняется посредством интерфейса моделирования. В блоке 2840 генерируются промежуточные данные, представляющие вторую часть системы. В варианте осуществления промежуточные данные генерируются посредством интерфейса моделирования. В варианте осуществления промежуточные данные представляют состояние ядерного реактора, определенное посредством анализа данных моделирования и данных симуляции, собранных интерфейсом моделирования.

[0271] В блоке 2850 осуществляется поддержание абстрактной модели данных, представляющей определенное состояние системы и характеризующейся данными моделирования, данными симуляции и промежуточными данными. В варианте осуществления абстрактная модель данных сохраняется в структуре данных ядерного реактора, как обсуждалось ранее, а также включает сборочные структуры и блочные структуры.

[0272] В блоке 2860 стандартизируются данные, представляющие состояние системы. В варианте осуществления стандартизированные данные содержат определенные структурные, поведенческие или порождающие шаблоны в объектно-ориентированной среде программирования, которые являются достаточными для описания определенного состояния абстрактной модели данных. В блоке 2870 данные экспортируются в базу данных. В варианте осуществления данные могут быть сохранены для последующего анализа системы после экспортирования в базу данных. В примере последующий анализ системы может включать запуск последующих циклов, выполнение генерирования коэффициента безопасности, запуск других связанных физических кодов (таких как термогидравлическая или топливная характеристика) и/или производство кратких отчетов. В другом варианте осуществления данные могут быть просмотрены пользователем, как обсуждалось ранее.

[0273] На фиг. 29 изображен пояснительный способ 2900, предоставляющий управление реактором ядерного деления. Следует понимать, что реактор ядерного деления, управляемый посредством способа 2900, может являться любым реактором ядерного деления при необходимости, таким как без ограничения любой из пояснительных реакторов ядерного деления, описанных выше.

[0274] Следует также понимать, что способ 2900, дополнительно изображенный на фиг. 10, может быть подходящим образом реализован в качестве машиночитаемого кода, запущенного на подходящем компьютере, таком как компьютерная система 1000. В этом варианте осуществления компьютерная система 1000 соединяется с системой 1030 управления реактором. Как обсуждалось выше, система 1030 управления реактором может быть непосредственно связана с инфраструктурой 1006 связи, как изображено на фигуре, или система 1030 управления реактором может также быть связана через интерфейс 1024 связи или интерфейс 1024 связи и путь 1026 связи, как является необходимым для конкретного приложения. Подробности системы 1030 управления реактором обсуждались выше и не будут повторяться для понимания.

[0275] Способ 2900 начинается с блока 2910. В блоке 2910 получают данные моделирования, представляющие первую часть системы. Например, данные моделирования могут включать материальные данные ядерного реактора, данные геометрии части модели ядерного реактора или данные о производительности ядерного реактора или некоторую их часть, как было полностью описано выше. В примере данные моделирования могут быть получены посредством файла. Показательный файл может содержать описания и расположения геометрии каждой сборки и определять ярлыки состава сборок, которые соответствуют ярлыкам нагрузки нуклидного уровня, как было полностью описано выше. В варианте осуществления каждая сборка может также включать показательные данные состава и геометрии для каждого блока в рамках сборки.

[0276] В вариантах осуществления файл может быть записан в формате XML. Как было указано ранее, могут быть использованы другие форматы текстовых данных для ввода данных моделирования, например XHTML, RSS, Atom и KML. В другом примере данные моделирования могут быть получены через GUI. В варианте осуществления GUI может включать несколько закладок, которые позволяют пользователю вводить различные параметры.

[0277] В блоке 2920 получают данные симуляции от симулятора, способного симулировать первую часть системы посредством первого набора параметров симуляции. Как описывалось выше, примеры симуляторов могут включать нейтронный симулятор, симулятор выгорания топлива, термогидравлический симулятор, симулятор характеристик материала, термический симулятор или атомистический симулятор.

[0278] В блоке 2930 анализируются данные моделирования и данные симуляции. В варианте осуществления анализ выполняется посредством интерфейса моделирования. В блоке 2940 генерируются промежуточные данные, представляющие вторую часть системы. В варианте осуществления промежуточные данные генерируются посредством интерфейса моделирования. В варианте осуществления промежуточные данные представляют состояние ядерного реактора, определенное посредством анализа данных моделирования и данных симуляции, собранных интерфейсом моделирования.

[0279] В блоке 2950 осуществляется поддержание абстрактной модели данных, представляющей определенное состояние системы и характеризующейся данными моделирования, данными симуляции и промежуточными данными. В варианте осуществления абстрактная модель данных сохраняется в структуре данных ядерного реактора, как обсуждалось ранее, а также включает сборочные структуры и блочные структуры.

[0280] В блоке 2960 стандартизируются данные, представляющие состояние системы. В варианте осуществления стандартизированные данные содержат определенные структурные, поведенческие или порождающие шаблоны в объектно-ориентированной среде программирования, которые являются достаточными для описания определенного состояния абстрактной модели данных. В блоке 2970 данные экспортируются в базу данных. В варианте осуществления данные могут быть сохранены для последующего анализа системы после экспортирования в базу данных. В примере последующий анализ системы может включать запуск последующих циклов, выполнение генерирования коэффициента безопасности, запуск других связанных физических кодов (таких как термогидравлическая или топливная характеристика) и/или производство кратких отчетов. В другом варианте осуществления данные могут быть просмотрены пользователем, как обсуждалось ранее.

[0281] В блоке 2980 данные предоставляются в систему управления реактором, такую как система 1030 управления реактором. Например, как описывалось выше, в варианте осуществления система 1030 управления реактором может быть непосредственно связана с компьютерной системой 1000 через инфраструктуру 1006 связи, как изображено на фиг. 10, или система 1030 управления реактором может также быть связана через интерфейс 1024 связи или интерфейс 1024 связи и путь 1026 связи, когда это является необходимым для конкретного приложения. Следует понимать, что независимо от того, как реализуется интерфейс между системой 1030 управления реактором и компьютерной системой 1000, результатом является предоставление стандартизированных данных из базы 2360 данных (фиг. 23) в систему 1030 управления реактором.

[0282] Система 1030 управления реактором может использовать предоставленные данные для управления параметрами управляемого реактора ядерного деления (не показанного) при необходимости в зависимости от состояния системы реактора, описанного в стандартизированных данных, и актуального состояния управляемого реактора ядерного деления (не показанного).

[0283] Например, в варианте осуществления система 1030 управления реактором может быть реализована в качестве системы 720 управления (фиг. 7A) и может определить соответствующие исправления (положительные или отрицательные) для локальной нейтронной реактивности управляемого реактора ядерного деления (например, для возвращения управляемому реактору ядерного деления необходимого рабочего параметра, такого как необходимые локальные температуры во время работы реактора на мощности) в ответ на предоставленные данные. Для этого система 1030 управления реактором может генерировать сигнал управления (т.е. сигнал 724 управления), указывающий на необходимое исправление для локальной нейтронной реактивности.

[0284] В другом варианте осуществления система 1030 управления реактором может также управлять другими воздействующими и поглощающими нейтрон особенностями, такими как управляющие стержни и/или предохранительные элементы, для управления и/или отключения управляемого реактора ядерного деления при необходимости в ответ на предоставленные данные.

[0285] В другом варианте осуществления в ответ на предоставленные данные система 1030 управления реактором может также генерировать сигналы управления для упорядочивания изменений в различных потоках, например в потоке теплопоглощающего материала (например, охладителя) через реактор или части управляемого реактора ядерного деления, посредством упорядочивания изменений в работе насоса подачи охладителя реактора и/или различных положений клапана в системе реактора, включая без ограничения затворы реактора или запорные клапаны охладителя реактора, запорные клапаны пара и т.д. В варианте осуществления система 1030 управления реактором может также упорядочивать изменения в положениях прерывателя (например, прерывателей подачи питания на насос подачи охладителя реактора, выходных прерывателей паротурбогенератора и т.д.).

[0286] В некоторых вариантах осуществления система 1030 управления реактором может иметь температурные входные данные (например, система 720 управления получает входные данные от температурных датчиков 710) в дополнение к нейтронным датчикам (например, для измерения нейтронного потока для определения мощности реактора или локальной мощности реактора в части ядра) и датчика потока и расположения (например, датчики потока Вентури, индикаторы расположения клапана, индикаторы расположения прерывателя). В таких вариантах осуществления в ответ на предоставленные данные система 1030 управления реактором может управлять потоком теплопоглощающего материала (например, охладителя) через реактор и/или части реактора для управления общими температурами и локальными температурами в ответ на общую тепловую мощность реактора и/или локальную тепловую мощность реактора.

[0287] В некоторых вариантах осуществления система 1030 управления реактором может также предоставлять указания оператора и принимать входные данные оператора. В таких вариантах осуществления система 1030 управления реактором получает предоставленные данные, следит за работой реактора, может предоставлять некоторые автоматизированные особенности управления (такие как изменение скоростей потока и перемещение управляющих стержней или иное расположение воздействующих и поглощающих нейтрон материалов, которые описываются в данной заявке более подробно выше), отображает операционные параметры, принимает и выполняет входные данные оператора для действий ручного управления и/или предоставляет оператору информацию, указывающую на действия (которые осуществляются или автоматически, или рекомендуются для ручного выполнения оператором) на основе операционных данных от управляемого реактора ядерного деления и данных, полученных от компьютерной системы 1000.

Заключение

[0288] В отношении использования главным образом любых терминов во множественном и/или единственном числе в данной заявке специалисты в данной области техники смогут преобразовать их из множественного числа в единственное число и/или из единственного числа во множественное число подобающим контексту и/или приложению образом. Различные единственные/множественные перестановки специально не изложены в данной заявке для упрощения.

[0289] Несмотря на то, что были показаны и описаны конкретные аспекты настоящего предмета обсуждения, описанного в данной заявке, специалистам в данной области техники на основе изложенных в данной заявке идей будет понятно, что изменения и модификации могут быть осуществлены без отступления от предмета обсуждения, описанного в данной заявке, и его расширенные аспекты и, следовательно, прилагаемая формула изобретения должны в рамках их объема охватывать все такие изменения и модификации, которые находятся в рамках истинной сущности и объема предмета обсуждения, описанного в данной заявке. Более того, следует понимать, что заявленный предмет обсуждения определяется посредством прилагаемой формулы изобретения. Специалистам в данной области техники будет понятно, что в общем термины, использованные в данной заявке и, в частности, в прилагаемой формуле изобретения (например, состав формулы изобретения), обычно предполагаются в качестве «открытых» терминов (например, термин «включая» должен интерпретироваться в качестве «включая без ограничения», термин «имеющий» должен интерпретироваться в качестве «имеющий по меньшей мере», термин «включает» должен интерпретироваться в качестве «включает без ограничения» и т.д.). Специалистам в данной области техники также будет понятно, что если заявляется конкретное количество перечислений представленных пунктов формулы изобретения, то такая цель будет подробно изложена в формуле изобретения, а в отсутствии такого перечисления такая цель не представляется. Например, для лучшего понимания следующая прилагаемая формула изобретения может содержать использование вступительных фраз «по меньшей мере один» и «один или несколько» для представления перечислений пунктов формулы изобретения. Однако использование таких фраз не должно подразумевать, что представление перечисления пунктов формулы изобретения посредством неопределенных артиклей «а» или «ал» ограничивает какой-либо конкретный пункт формулы изобретения, содержащий такое представленное перечисление пунктов формулы изобретения, пунктами изобретения, содержащими лишь одно такое перечисление, даже если подобный пункт формулы изобретения включает вступительные фразы «один или несколько» или «по меньшей мере один» и неопределенные артикли «а» или «an» (например, «а» и/или «an» должны как правило интерпретироваться в качестве «по меньшей мере один» или «один или несколько»); то же самое является справедливым при использовании определенных артиклей, используемых для представления перечислений пунктов формулы изобретения. Кроме того, даже если осуществляется прямое изложение конкретного количества перечислений представленной формулы изобретения, то специалисты в данной области техники поймут, что такое перечисление должно, как правило, интерпретироваться в качестве по меньшей мере изложенного количества (например, голое перечисление «двух перечислений» без других модификаторов обычно означает по меньшей мере два перечисления или два или более перечислений). Более того, в тех случаях, когда используется условный аналог «по меньшей мере один из A, B и C и т.д.», как правило такая конструкция предполагается в том смысле, что специалисту в данной области техники будет понятно условие (например, «система, которая имеет по меньшей мере один из A, B и C» будет включать без ограничения системы, которые имеют отдельно A, отдельно B, отдельно C, вместе A и B, вместе A и C, вместе B и C и/или вместе A, B и C и т.д.). В тех случаях, когда используется условный аналог «по меньшей мере один из A, B или C и т.д.», как правило, такая конструкция предполагается в том смысле, что специалисту в данной области техники будет понятно условие (например, «система, которая имеет по меньшей мере один из A, B или C» будет включать без ограничения системы, которые имеют отдельно A, отдельно B, отдельно C, вместе A и B, вместе A и C, вместе B и C и/или вместе A, B и C и т.д.). Специалистам в данной области техники также будет понятно, что практически любое альтернативное слово и/или фраза, представляющая два или более альтернативных термина, независимо в описании, формуле изобретения или на чертежах, должна пониматься в качестве рассмотрения возможностей включения одного из терминов, любого из терминов или обоих терминов. Например, фраза «A или В» должна пониматься в качестве включения возможностей «А» или «B» или «A и B». В отношении прилагаемой формулы изобретения специалистам в данной области техники будет понятно, что изложенные в ней операции могут быть выполнены в любом порядке. Примеры таких чередующихся порядков появления могут включать перекрывающиеся, перемежающиеся, прерывающиеся, перестраивающиеся, поэтапные, подготовительные, дополнительные, одновременные, противоположные или другие различные порядки появления, если в контексте не обусловлено иное. В отношении контекста даже такие термины, как «соответствующий», «относящийся» или другие прилагательные прошедшего времени обычно не предназначены для исключения таких вариаций, если в контексте не обусловлено иное.

[0290] Описанный в данной заявке предмет обсуждения иногда иллюстрирует различные компоненты, которые содержатся внутри или соединяются с различными другими компонентами. Следует понимать, что такие проиллюстрированные архитектуры являются лишь показательными и что фактически может быть реализовано множество других архитектур, которые достигают такой же функциональности. В концептуальном смысле любое размещение компонентов для достижения подобной функциональности является эффективно «связанным», так что достигается необходимая функциональность. Однако два любых компонента, объединенных в данной заявке для достижения конкретной функциональности, могут быть рассмотрены в качестве «связанных» друг с другом, так что достигается необходимая функциональность, независимо от архитектур или промежуточных компонентов. Также два любых связанных подобным образом компонента могут также быть рассмотрены в качестве «эффективно соединенных», «функционально связанных» или «эффективно связанных» друг с другом для достижения необходимой функциональности и два любых компонента, которые могут быть соединены, могут быть также рассмотрены в качестве «эффективно соединяющихся» друг с другом для достижения необходимой функциональности. Конкретные примеры эффективно соединяющихся включают без ограничения физически соответствующие, и/или физически взаимодействующие компоненты, и/или с возможностью взаимодействия посредством беспроводной связи, и/или взаимодействующие посредством беспроводной связи компоненты, и/или логически взаимодействующие, и/или с возможностью логического взаимодействия компоненты.

[0291] Несмотря на то, что различные аспекты и варианты осуществления были раскрыты в данной заявке, другие аспекты и варианты осуществления будут понятны специалистам в данной области техники. Различные аспекты и варианты осуществления, раскрытые в данной заявке, предназначены в целях иллюстрации и не предназначены для ограничения вместе с истинной сущностью и объемом, указанными в формуле изобретения.

[0292] Аспекты предмета обсуждения, описанного в данной заявке, подаются в следующих пронумерованных пунктах:

[0293] 1. Интерфейс моделирования ядерного реактора, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, которые при выполнении посредством вычислительного устройства выполняют способ, который включает:

получение данных моделирования ядерного реактора;

получение данных симуляции ядерного реактора;

анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и

стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа.

[0294] 2. Интерфейс по п. 1, где данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.

[0295] 3. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные о топливе.

[0296] 4. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат структурные данные.

[0297] 5. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат защитные данные.

[0298] 6. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные об охладители.

[0299] 7. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные об изотопе.

[0300] 8. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные регулятора.

[0301] 9. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные о циклических нагрузках.

[0302] 10. Интерфейс по п. 1, где данные моделирования принимаются из файла.

[0303] 11. Интерфейс по п. 1, где данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

[0304] 12. Интерфейс по п. 1, где данные моделирования включают геометрию части модели ядерного реактора.

[0305] 13. Интерфейс по п. 1, где данные моделирования включают часть данных о производительности ядерного реактора.

[0306] 14. Интерфейс по п. 13, где данные о производительности относятся к переполнению топливного элемента.

[0307] 15. Интерфейс по п. 13, где данные о производительности относятся к выгоранию топлива.

[0308] 16. Интерфейс по п. 13, где данные о производительности относятся к отводу продуктов деления.

[0309] 17. Интерфейс по п. 13, где данные о производительности относятся к исключению охладителя.

[0310] 18. Интерфейс по п. 13, где данные о производительности относятся к отводу газообразных продуктов деления.

[0311] 19. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает получение данных симуляции от нейтронного симулятора.

[0312] 20. Интерфейс по п. 19, где нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.

[0313] 21. Интерфейс по п. 20, где инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).

[0314] 22. Интерфейс по п. 19, где нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.

[0315] 23. Интерфейс по п. 22, где инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

[0316] 24. Интерфейс по п. 19, где нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.

[0317] 25. Интерфейс по п. 24, где нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0318] 26. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции от термогидравлического симулятора.

[0319] 27. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции ядерного реактора от симулятора характеристик материала.

[0320] 28. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает определение и поддержание абстрактной модели ядерного реактора в объектно-ориентированной среде программирования.

[0321] 29. Интерфейс по п. 28, где абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.

[0322] 30. Интерфейс по п. 29, где структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.

[0323] 31. Интерфейс по п. 30, где одна или несколько сборочных структур включают одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.

[0324] 32. Интерфейс по п. 31, где блочная структура содержит одну или несколько переменных материала, включающих плотность, поток и эффективность.

[0325] 33. Интерфейс по п. 1, где этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которые являются достаточными для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.

[0326] 34. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает этап получения данных моделирования ядерного реактора через графический интерфейс пользователя (GUI).

[0327] 35. Интерфейс по п. 34, где GUI содержит ниспадающее меню, где пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.

[0328] 36. Интерфейс по п. 1, где способ дополнительно включает этап просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора с использованием графического интерфейса пользователя (GUI).

[0329] 37. Интерфейс по п. 36, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных моделирования ядерного реактора.

[0330] 38. Интерфейс по п. 36, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления анализом данных моделирования и данных симуляции.

[0331] 39. Система моделирования ядерного реактора, содержащая:

интерфейс моделирования, настроенный на:

получение данных моделирования ядерного реактора;

получение данных симуляции ядерного реактора;

анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и

стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных;

симулятор, соединенный с интерфейсом моделирования и настроенный на генерирование данных симуляции для интерфейса моделирования; и

базу данных, соединенную с интерфейсом моделирования и настроенную на получение стандартизированных данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа.

[0332] 40. Система по п. 39, где данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.

[0333] 41. Система по п. 40, где материальные данные содержат данные о топливе.

[0334] 42. Система по п. 40, где материальные данные содержат структурные данные.

[0335] 43. Система по п. 40, где материальные данные содержат защитные данные.

[0336] 44. Система по п. 40, где материальные данные содержат данные об охладители.

[0337] 45. Система по п. 40, где материальные данные содержат данные об изотопе.

[0338] 46. Система по п. 40, где материальные данные содержат данные регулятора.

[0339] 47. Система по п. 40, где материальные данные содержат данные о циклических нагрузках.

[0340] 48. Система по п. 39, где данные моделирования принимаются из файла.

[0341] 49. Система по п. 39, где данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

[0342] 50. Система по п. 39, где данные моделирования включают геометрию части модели ядерного реактора.

[0343] 51. Система по п. 39, где данные моделирования включают данные о производительности ядерного реактора.

[0344] 52. Система по п. 51, где данные о производительности относятся к переполнению топливного элемента.

[0345] 53. Система по п. 51, где данные о производительности относятся к выгоранию топлива.

[0346] 54. Система по п. 51, где данные о производительности относятся к отводу продуктов деления.

[0347] 55. Система по п. 51, где данные о производительности относятся к исключению охладителя.

[0348] 56. Система по п. 51, где данные о производительности относятся к отводу газообразных продуктов деления.

[0349] 57. Система по п. 39, где симулятор является нейтронным симулятором.

[0350] 58. Система по п. 57, где нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.

[0351] 59. Система по п. 58, где инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).

[0352] 60. Система по п. 57, где нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.

[0353] 61. Система по п. 60, где инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

[0354] 62. Система по п. 57, где нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.

[0355] 63. Система по п. 62, где нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0356] 64. Система по п. 39, где симулятор является термогидравлическим симулятором.

[0357] 65. Система по п. 39, где симулятор является симулятором характеристик материала.

[0358] 66. Система по п. 39, где абстрактная модель ядерного реактора определяется и поддерживается в объектно-ориентированной среде программирования.

[0359] 67. Система по п. 66, где абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.

[0360] 68. Система по п. 67, где структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.

[0361] 69. Система по п. 68, где одна или несколько сборочных структур включают одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.

[0362] 70. Система по п. 69, где блочная структура содержит одну или несколько переменных материалов, включающих плотность, поток и эффективность.

[0363] 71. Система по п. 39, где этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которые являются достаточными для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.

[0364] 72. Система по п. 39, также включающая средство просмотра данных, соединенное с базой данных, которое позволяет многомерную визуализацию абстрактной модели ядерного реактора.

[0365] 73. Система по п. 39, также включающая графический интерфейс пользователя (GUI), соединенный с интерфейсом моделирования.

[0366] 74. Система по п. 73, где GUI получает данные моделирования.

[0367] 75. Система по п. 73, где GUI содержит ниспадающее меню, где пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.

[0368] 76. Система по п. 39, также включающая графический интерфейс пользователя (GUI), где GUI используется для просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора.

[0369] 77. Система по п. 76, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных ядерного реактора.

[0370] 78. Система по п. 76, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления работой симулятора.

[0371] 79. Интерфейс моделирования системы, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, которые при выполнении посредством вычислительного устройства выполняют способ, который включает:

получение данных моделирования, представляющих первую часть системы;

получение данных симуляции от симулятора, способного симулировать первую часть системы из первого набора параметров симуляции;

анализ данных моделирования и данных симуляции для генерирования промежуточных данных, представляющих вторую часть системы;

поддержание абстрактной модели данных, представляющей определенное состояние системы и характеризующейся данными моделирования, данными симуляции и промежуточными данными; и

стандартизацию данных, представляющих состояние системы, для передачи в базу данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа системы.

[0372] 80. Система по п. 79, где промежуточные данные являются вторым набором параметров симуляции для симулятора.

[0373] 81. Система по п. 79, где промежуточные данные являются данными моделирования, представляющими вторую часть системы.

[0374] 82. Интерфейс моделирования системы по п. 79, где система является ядерным реактором и абстрактная модель данных является абстрактной моделью ядерного реактора.

[0375] 83. Интерфейс по п. 79, где данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.

[0376] 84. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат данные о топливе.

[0377] 85. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат структурные данные.

[0378] 86. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат защитные данные.

[0379] 87. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат данные об охладители.

[0380] 88. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат данные об изотопе.

[0381] 89. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат данные регулятора.

[0382] 90. Интерфейс по п. 83, где материальные данные содержат данные о циклических нагрузках.

[0383] 91. Интерфейс по п. 79, где данные моделирования принимаются из файла.

[0384] 92. Интерфейс по п. 79, где данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

[0385] 93. Интерфейс по п. 79, где данные моделирования включают геометрию части модели ядерного реактора.

[0386] 94. Интерфейс по п. 79, где данные моделирования включают часть данных о производительности ядерного реактора.

[0387] 95. Интерфейс по п. 94, где данные о производительности относятся к переполнению топливного элемента.

[0388] 96. Интерфейс по п. 94, где данные о производительности относятся к выгоранию топлива.

[0389] 97. Интерфейс по п. 94, где данные о производительности относятся к отводу продуктов деления.

[0390] 98. Интерфейс по п. 94, где данные о производительности относятся к исключению охладителя.

[0391] 99. Интерфейс по п. 94, где данные о производительности относятся к отводу газообразных продуктов деления.

[0392] 100. Интерфейс по п. 79, где способ дополнительно включает получение данных симуляции от нейтронного симулятора.

[0393] 101. Интерфейс по п. 100, где нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.

[0394] 102. Интерфейс по п. 101, где инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).

[0395] 103. Интерфейс по п. 100, где нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.

[0396] 104. Интерфейс по п. 103, где инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

[0397] 105. Интерфейс по п. 100, где нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.

[0398] 106. Интерфейс по п. 105, где нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0399] 107. Интерфейс по п. 79, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции от термогидравлического симулятора.

[0400] 108. Интерфейс по п. 79, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции ядерного реактора от симулятора характеристик материала.

[0401] 109. Интерфейс по п. 79, где способ дополнительно включает определение и поддержание абстрактной модели ядерного реактора в объектно-ориентированной среде программирования.

[0402] 110. Интерфейс по п. 82, где абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.

[0403] 111. Интерфейс по п. 110, где структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.

[0404] 112. Интерфейс по п. 111, где одна или несколько сборочных структур включают одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.

[0405] 113. Интерфейс по п. 112, где блочная структура содержит одну или несколько переменных материала, включающих плотность, поток и эффективность.

[0406] 114. Интерфейс по п. 82, где этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которые являются достаточными для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.

[0407] 115. Интерфейс по п. 83, где способ дополнительно включает этап получения данных моделирования ядерного реактора через графический интерфейс пользователя (GUI).

[0408] 116. Интерфейс по п. 115, где GUI содержит ниспадающее меню, где пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.

[0409] 117. Интерфейс по п. 82, где способ дополнительно включает этап просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора с использованием графического интерфейса пользователя (GUI).

[0410] 118. Интерфейс по п. 117, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных моделирования ядерного реактора.

[0411] 119. Интерфейс по п. 117, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления анализом данных моделирования и данных симуляции.

[0412] 120. Интерфейс моделирования ядерного реактора, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, которые при выполнении посредством вычислительного устройства выполняют способ, который включает:

получение данных моделирования ядерного реактора;

получение данных симуляции ядерного реактора;

анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора;

стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и

предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.

[0413] 121. Интерфейс по п. 120, где данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.

[0414] 122. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат данные о топливе.

[0415] 123. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат структурные данные.

[0416] 124. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат защитные данные.

[0417] 125. Интерфейс по п. 2, где материальные данные содержат данные об охладители.

[0418] 126. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат данные об изотопе.

[0419] 127. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат данные регулятора.

[0420] 128. Интерфейс по п. 121, где материальные данные содержат данные о циклических нагрузках.

[0421] 129. Интерфейс по п. 120, где данные моделирования принимаются из файла.

[0422] 130. Интерфейс по п. 120, где данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

[0423] 131. Интерфейс по п. 120, где данные моделирования включают геометрию части модели ядерного реактора.

[0424] 132. Интерфейс по п. 120, где данные моделирования включают часть данных о производительности ядерного реактора.

[0425] 133. Интерфейс по п. 132, где данные о производительности относятся к переполнению топливного элемента.

[0426] 134. Интерфейс по п. 132, где данные о производительности относятся к выгоранию топлива.

[0427] 135. Интерфейс по п. 132, где данные о производительности относятся к отводу продуктов деления.

[0428] 136. Интерфейс по п. 132, где данные о производительности относятся к исключению охладителя.

[0429] 137. Интерфейс по п. 132, где данные о производительности относятся к отводу газообразных продуктов деления.

[0430] 138. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает получение данных симуляции от нейтронного симулятора.

[0431] 139. Интерфейс по п. 138, где нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.

[0432] 140. Интерфейс по п. 139, где инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).

[0433] 141. Интерфейс по п. 138, где нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.

[0434] 142. Интерфейс по п. 141, где инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

[0435] 143. Интерфейс по п. 138, где нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.

[0436] 144. Интерфейс по п. 143, где нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0437] 145. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции от термогидравлического симулятора.

[0438] 146. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает получение части данных симуляции ядерного реактора от симулятора характеристик материала.

[0439] 147. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает определение и поддержание абстрактной модели ядерного реактора в объектно-ориентированной среде программирования.

[0440] 148. Интерфейс по п. 147, где абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.

[0441] 149. Интерфейс по п. 148, где структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.

[0442] 150. Интерфейс по п. 149, где одна или несколько сборочных структур включают одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.

[0443] 151. Интерфейс по п. 150, где блочная структура содержит одну или несколько переменных материала, включающих плотность, поток и эффективность.

[0444] 152. Интерфейс по п. 120, где этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которые являются достаточными для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.

[0445] 153. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает этап получения данных моделирования ядерного реактора через графический интерфейс пользователя (GUI).

[0446] 154. Интерфейс по п. 153, где GUI содержит ниспадающее меню, где пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.

[0447] 155. Интерфейс по п. 120, где способ дополнительно включает этап просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора с использованием графического интерфейса пользователя (GUI).

[0448] 156. Интерфейс по п. 155, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных ядерного реактора.

[0449] 157. Интерфейс по п. 155, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления анализом данных моделирования и данных симуляции.

[0450] 158. Система моделирования ядерного реактора, содержащая:

интерфейс моделирования, настроенный на:

получение данных моделирования ядерного реактора;

получение данных симуляции ядерного реактора;

анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и

стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных;

симулятор, соединенный с интерфейсом моделирования и настроенный на генерирование данных симуляции для интерфейса моделирования;

базу данных, соединенную с интерфейсом моделирования и настроенную на получение стандартизированных данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и

интерфейс связи, соединенный с базой данных и системой управления реактором и настроенный на предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.

[0451] 159. Система по п. 158, где данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.

[0452] 160. Система по п. 159, где материальные данные содержат данные о топливе.

[0453] 161. Система по п. 159, где материальные данные содержат структурные данные.

[0454] 162. Система по п. 159, где материальные данные содержат защитные данные.

[0455] 163. Система по п. 159, где материальные данные содержат данные об охладители.

[0456] 164. Система по п. 159, где материальные данные содержат данные об изотопе.

[0457] 165. Система по п. 159, где материальные данные содержат данные регулятора.

[0458] 166. Система по п. 159, где материальные данные содержат данные о циклических нагрузках.

[0459] 167. Система по п. 158, где данные моделирования принимаются из файла.

[0460] 168. Система по п. 158, где данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

[0461] 169. Система по п. 158, где данные моделирования включают геометрию части модели ядерного реактора.

[0462] 170. Система по п. 158, где данные моделирования включают данные о производительности ядерного реактора.

[0463] 171. Система по п. 170, где данные о производительности относятся к переполнению топливного элемента.

[0464] 172. Система по п. 170, где данные о производительности относятся к выгоранию топлива.

[0465] 173. Система по п. 170, где данные о производительности относятся к отводу продуктов деления.

[0466] 174. Система по п. 170, где данные о производительности относятся к исключению охладителя.

[0467] 175. Система по п. 170, где данные о производительности относятся к отводу газообразных продуктов деления.

[0468] 176. Система по п. 158, где симулятора является нейтронным симулятором.

[0469] 177. Система по п. 176, где нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.

[0470] 178. Система по п. 177, где инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).

[0471] 179. Система по п. 176, где нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.

[0472] 180. Система по п. 179, где инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

[0473] 181. Система по п. 176, где нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.

[0474] 182. Система по п. 181, где нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.

[0475] 183. Система по п. 158, где симулятор является термогидравлическим симулятором.

[0476] 184. Система по п. 158, где симулятор является симулятором характеристик материала.

[0477] 185. Система по п. 158, где абстрактная модель ядерного реактора определяется и поддерживается в объектно-ориентированной среде программирования.

[0478] 186. Система по п. 158, где абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.

[0479] 187. Система по п. 186, где структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.

[0480] 188. Система по п. 187, где сборочная структура включает одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.

[0481] 189. Система по п. 188, где блочная структура содержит одну или несколько переменных материалов, включающих плотность, поток и эффективность.

[0482] 190. Система по п. 158, где этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которые являются достаточными для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.

[0483] 191. Система по п. 158, также включающая средство просмотра данных, соединенное с базой данных, которое позволяет многомерную визуализацию абстрактной модели ядерного реактора.

[0484] 192. Система по п. 158, также включающая графический интерфейс пользователя (GUI), соединенный с интерфейсом моделирования.

[0485] 193. Система по п. 192, где GUI получает данные моделирования.

[0486] 194. Система по п. 192, где GUI содержит ниспадающее меню, где пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.

[0487] 195. Система по п. 158, также включающая графический интерфейс пользователя (GUI), где GUI используется для просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора.

[0488] 196. Система по п. 195, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных ядерного реактора.

[0489] 197. Система по п. 195, где GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления работой симулятора.

[0490] 198. Способ управления реактором ядерного деления, при этом способ включает:

получение данных симуляции ядерного реактора;

анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора;

стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и

предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.

[0491] 199. Способ по п. 198 также включает управление реактором ядерного деления в ответ на предоставление стандартизированных данных.

[0492] 200. Способ по п. 199, где управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает определение исправлений в локальной нейтронной реактивности управляемого реактора ядерного деления для возвращения управляемому реактору ядерного деления необходимого рабочего параметра.

[0493] 201. Способ по п. 200, где необходимый рабочий параметр включает необходимые локальные температуры во время работы реактора на мощности.

[0494] 202. Способ по п. 200, где определение исправлений в локальной нейтронной реактивности управляемого реактора ядерного деления для возвращения управляемому реактору ядерного деления необходимого рабочего параметра включает генерирование сигнала управления, указывающего на необходимое исправление в локальной нейтронной реактивности.

[0495] 203. Способ по п. 199, где управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает управления воздействующими на нейтрон элементами.

[0496] 204. Способ по п. 203, где воздействующие на нейтрон элементы включают по меньшей мере один элемент, выбранный из управляющих стержней и предохранительных стержней.

[0497] 205. Способ по п. 199, где управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает генерирование сигналов управления для упорядочивания изменений в потоке охладителя в управляемом реакторе ядерного деления.

[0498] 206. Способ по п. 205, где генерирование сигналов управления для упорядочивания изменений в потоке охладителя в управляемом реакторе ядерного деления включает генерирование по меньшей мере одного сигнала управления, выбранного из упорядоченных изменений в работе насоса подачи охладителя реактора, упорядочивание изменений в положениях клапана в системе охлаждения реактора и упорядочивание изменений в положениях клапана в системе подачи пара, упорядочивание изменений в положениях прерывателя электрической цепи для прерывателей подачи питания на насос подачи охладителя реактора и упорядочивание изменений в положениях прерывателя электрической цепи для выходных прерывателей паротурбогенератора.

[0499] 207. Способ по п. 199, где управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает управление потоком охладителя реактора для управления общими температурами и локальными температурами в ответ на по меньшей мере одну мощность, выбранную из общей тепловой мощности реактора и локальной тепловой мощности реактора.

[0500] 208. Способ по п. 198, также включающий предоставление оператору информации, указывающей на действия для управления реактором ядерного деления на основе операционных данных от управляемого реактора ядерного деления и стандартизированных данных.

1. Система моделирования ядерного реактора, содержащая:

интерфейс моделирования, конфигурированный для:

определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, представляющей ядро ядерного реактора, при этом стандартизированные данные моделирования ядерного реактора включают структуру данных ядерного реактора, включающую множество сборочных структур, где каждая сборочная структура представляет физический компонент, который присутствует в модели ядерного реактора, причем две или более сборочных структуры представляют топливные сборки ядерного реактора, и каждая структура топливной сборки включает множество блочных структур, представляющих распределенные вдоль оси блоки топливной сборки ядра ядерного реактора, по меньшей мере одна блочная структура из множества блочных структур структуры топливной сборки включает данные о материале и местоположении, данные о материале и местоположении представляют материал топливного стержня и его местоположение в топливной сборке ядра ядерного реактора, по меньшей мере один материал топливного стержня первой структуры топливной сборки отличается от второго материала топливного стержня второй структуры топливной сборки, одна или более из сборочных структур представляют управляющие стержни ядерного реактора, и одна или более из сборочных структур представляет структуру гнезда для топливной сборки ядра ядерного реактора; и

преобразования стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, моделирующую ядро ядерного реактора, при этом данные моделирования ядерного реактора включают

множество данных ячеек для множества ячеек модели ядерного реактора, где каждая ячейка задана ограничивающими поверхностями и/или областями пространства, каждая ячейка включает физическое местоположение, идентификатор материала и геометрию соответствующей ячейки модели ядерного реактора,

данные о производительности ядерного реактора, включающие переполнение топливного элемента и выгорание топлива, и

данные ядерного материала, включающие данные о циклических загрузках;

симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и конфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, при этом модуль нейтронного симулятора взаимодействует с модулем симулятора выгорания топлива, модулем термогидравлического симулятора и модулем симулятора характеристик материала для итерационного производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора по меньшей мере части данных симуляции ядерного реактора для интерфейса моделирования;

причем интерфейс моделирования конфигурирован для:

избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в один или более выбранный модуль симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора;

приема данных симуляции ядерного реактора, включающих нейтронные данные, данные о выгорании топлива, термогидравлические данные, данные характеристик материала;

анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для сохранения обновленных данных моделирования ядерного реактора, представляющих новое состояние ядерного реактора; и

стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора для создания обновленных стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, чтобы представить обновленное состояние ядра ядерного реактора для передачи в базу данных, при этом обновленные стандартизированные данные моделирования также включают одну или более переменных из группы, содержащей плотность, мощность и поток, причем стандартизация включает определение структурных и поведенческих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которых достаточно для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени; и

базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и конфигурированную для приема стандартизированных данных, посредством чего стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа.

2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что множество сборочных структур включает одну или более сборку, представляющую защитный экран ядра ядерного реактора.

3. Система по п. 1, отличающаяся тем, что стандартизированные данные моделирования принимаются из файла.

4. Система по п. 1, отличающаяся тем, что стандартизированные данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.

5. Система по п. 1, отличающаяся тем, что данные о производительности ядерного реактора относятся к отводу продуктов деления.

6. Система по п. 5, отличающаяся тем, что данные о производительности ядерного реактора также относятся к удалению охладителя.

7. Система по п. 5, отличающаяся тем, что данные о производительности ядерного реактора относятся к отводу газообразных продуктов деления.

8. Система по п. 1, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор включает инструмент стохастической симуляции.

9. Система по п. 8, отличающаяся тем, что инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса N-частицы Монте-Карло (MCNP).

10. Система по п. 1, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор включает инструмент детерминированной симуляции.

11. Система по п. 10, отличающаяся тем, что инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.

12. Система по п. 1, отличающаяся тем, что интерфейс моделирования конфигурирован для определения и сохранения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора в объектно-ориентированной среде программирования.

13. Система по п. 12, отличающаяся тем, что этап стандартизации дополнительно включает определение порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде.

14. Система по п. 1, дополнительно содержащая средство просмотра данных, соединенное с базой данных и позволяющее выполнять многомерную визуализацию стандартизированных данных, представляющих ядро ядерного реактора.

15. Система по п. 1, дополнительно содержащая графический интерфейс пользователя (GUI), соединенный с интерфейсом моделирования, при этом GUI принимает стандартизированные данные моделирования, а интерфейс моделирования при определении стандартизированных данных моделирования принимает стандартизированные данные моделирования от GUI.

16. Система по п. 15, отличающаяся тем, что GUI содержит графическое меню, при этом пользователь может выбирать модели, представляющие структуру топливной сборки ядерного реактора, сборку, или блок, представляющий осевую часть структуры топливной сборки.

17. Система по п. 15, дополнительно содержащая графический интерфейс пользователя (GUI), который используется для просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора.

18. Система по п. 17, отличающаяся тем, что GUI конфигурирован для взаимодействия с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения стандартизированных данных моделирования.

19. Система по п. 1, дополнительно содержащая интерфейс связи, соединенный с базой данных и системой управления реактором и конфигурированный для предоставления стандартизированных данных в систему управления реактором.

20. Система по п. 1, отличающаяся тем, что идентификатор материала в данных ячейки включает характеристику и количество по меньшей мере одного материала соответствующей ячейки модели ядерного реактора, при этом данные ячеек различны для множества ячеек модели ядерного реактора.

21. Система по п. 20, отличающаяся тем, что симулятор определяет среднюю скорость изменения количества материала ячейки.

22. Система по п. 21, отличающаяся тем, что симулятор обновляет данные ячейки по меньшей мере частично на основании средней скорости изменения количества материала ячейки.

23. Система по п. 22, отличающаяся тем, что симулятор включает модуль построения дефлаграционной волны, который принимает равновесный случай нейтронной активности и строит обогащенное распределение для множества топливных сборок, чтобы достичь желаемой дефлаграционной волны, а также определяет по меньшей мере одно перемещаемое количество материала ячейки и обновляет данные ячейки по меньшей мере частично на основании перемещаемого количества.

24. Система по п. 1, отличающаяся тем, что симулятор включает модуль управляющих стержней, который симулирует ввод и удаление управляющих стержней и производит кривые эффективности управляющих стержней.

25. Система по п. 1, отличающаяся тем, что симулятор включает модуль построения дефлаграционной волны, который принимает равновесный случай нейтронной активности и строит обогащенное распределение для множества топливных сборок, чтобы достичь желаемой дефлаграционной волны.

26. Система по п. 1, отличающаяся тем, что термогидравлический модуль определяет диафрагмирование потока и распределения температуры по множеству ячеек.

27. Система по п. 19, отличающаяся тем, что система управления реактором управляет сборками, поглощающими нейтроны, ядра ядерного реактора в ответ на стандартизированные данные.

28. Система по п. 19, отличающаяся тем, что система управления реактором управляет потоками текучей среды через ядро ядерного реактора в ответ на стандартизированные данные.

29. Система по п. 1, в которой по меньшей мере один материал топливного стержня включает первый материал для первого блока первой структуры топливной сборки и третий, отличный от первого, материал топливного стержня для второй структуры топливной сборки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления АЭС для построения управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС.

Изобретение относится к двухконтурным АЭС с турбинами, работающими на насыщенном паре. Парогазовая установка двухконтурной АЭС содержит реактор 12, основной парогенератор 11, паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) 1 и низкого давления (ЦНД) 2, соединенными между собой паропроводом с включенным в него сепаратором-пароперегревателем 3, конденсатор 4, электрогенераторы 5, конденсатный 6 и питательный 8 насос, подогреватель низкого 7 и высокого 9 давления и газовую турбину 15 с утилизационным парогенератором 17, подключенным по греющей стороне к тракту отработавших газов 16 газовой турбины 15.

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ) собственным теплом, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок.

Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора.

Изобретение относится к энергетике. .

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано, в частности, для выполнения анализа и оценки безопасности при управлении АЭС.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам теплоснабжения, в которых осуществляется авторегулирование тепловой мощности в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний количества тепловой энергии, потребляемой потребителем.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в энергоблоках атомных электрических станций (АЭС), в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) другого назначения с любым типом реактора, а также на тепловых электростанциях.

Изобретение относится к герметизации трещины в стенке бассейна атомной электростанции, а именно способу герметизации шва и мобильному роботу, оснащенному размотчиком клейкой ленты, который содержит головку, прижимающую клейкую ленту к стенке.

Изобретение относится к внутриреакторным средствам контроля параметров ядерного реактора. Автономная встроенная внутризонная измерительная сборка в канале для контроля уровней температуры и излучения вокруг сборки ядерного топлива передает выходные сигналы беспроводным способом на удаленный пункт.

Изобретение относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа.

Изобретение относится к области методов и средств обеспечения радиационной, химической и взрывопожарной безопасности подводных лодок. Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников опасности в герметичных обитаемых объектах заключается в том, что предварительно выполняют описание объекта контроля.

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы.

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла.

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество.

Изобретение относится к области геофизики и может быть использовано при обработке сейсмических данных. Представлено описание способа определения пути движения подземного флюида через геологический объем.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.

Наверх