CN104081398A

CN104081398A - 增强型中子系统

Info

Publication number: CN104081398A
Application number: CN201280067081.6A
Authority: CN
Inventors: 杰西·R·奇塔姆三世; R·C·佩特罗斯基; N·W·图尔安; 查尔斯·惠特默
Original assignee: Searete LLC
Current assignee: Searete LLC
Priority date: 2011-11-18
Filing date: 2012-11-16
Publication date: 2014-10-01
Anticipated expiration: 2032-11-16
Also published as: RU2621968C2; EP2780841A2; US20160321383A1; KR20140097392A; RU2014123025A; EP2780841A4; US20130173233A1; HK1201955A1; WO2013115890A2; KR101874334B1; WO2013115890A3; CN104081398B; US11157665B2; US9424376B2

Abstract

多个说明性实施例提供了裂变反应堆的运行方式(包括反应堆内的材料的移动)，以及对这些核裂变反应堆的运行方式的模拟。说明性实施例和方面包括但不限于：核裂变反应堆和反应堆模块，包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。

Description

增强型中子系统

如果在本申请的提交日期之前已提交申请数据页(ADS)，那么该申请数据页通过引用结合在此。根据美国法典第35篇第119条、120条、121条或365条(c)款要求该ADS的优先权的任何申请，以及此类申请的任何和所有上一代申请、上两代申请、上三代申请等也通过引用结合在此，包括这些申请中所作出的任何优先权要求以及通过引用结合的任何材料，直至此类主题不会与此相矛盾。

相关申请：

无

美国专利局(USPTO)已发布公告，大意是：USPTO的计算机程序要求专利申请人在引用序列号的同时还需要表明一项申请是否为一项上一代申请的继续申请、部分继续申请或分案申请。斯蒂芬·G.库宁，先前提交的申请的权益，USPTO官方公报，2003年3月18日。USPTO进一步提供了用于申请数据页的表格，该表格允许自动加载参考文献数据，但要求确定各申请是一项上一代申请的继续申请、部分继续申请还是分案申请。本申请人实体(下文称为“申请人”)已在上面提供对一项或多项申请(从该(一个或多个)申请要求优先权)的特定引用，如以法规所陈述。申请人明白，法规在其特定引用语言方面是明确的，并且对于要求美国专利申请的优先权并不要求序列号抑或任何表征，如“继续”或“部分继续”。尽管有前述内容，申请人明白，USPTO的计算机程序具有一定数据录入要求，并且因此申请人已经提供本申请与如上面和在提交于此申请中的任何ADS中的其(一个或多个)上一代申请之间的关系的(一种或多种)指定，但明确指出，此(一种或多种)指定不应以任何方式解释为对本申请除了其(一个或多个)上一代申请的主题之外是否还包含任何新主题的任何类型的评论和/或承认。

如果上面提供的申请列表与通过ADS提供的列表不一致，那么申请人意在要求出现在该ADS的优先权申请部分中的各申请的优先权，并且要求出现在此申请的优先权申请部分中的各申请的优先权。

优先权申请和相关申请的所有主题，以及优先权申请和相关申请的任何和所有上一代申请、上二代申请、上三代申请等的所有主题，包括任何优先权要求，均通过引用结合在此，直至此类主题不会与此相矛盾。

背景

本申请涉及核裂变反应堆以及与其有关的系统、应用程序以及设备。

概述

说明性实施例提供了核裂变反应堆的运行以及与其的接口(包括模拟)。说明性实施例和方面包括但不限于：核反应堆建模接口和建模系统，这种建模接口和建模系统被配置成用于模拟各种核裂变反应堆和反应堆模块的运行，这些核裂变反应堆和反应堆模块包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。

前述概述仅仅是说明性的，并且并不意图以任意方式作为限制。除了上文描述的说明性方面、实施例以及特征之外，通过参考图示以及以下详细描述将明了另外的方面、实施例以及特征。

附图简要说明

结合在此并形成说明书的一部分的附图示出本发明的主题，并且与本说明书一起进一步用于解释所要求保护的主题的原理，并且用于使相关领域的普通技术人员能够制造和使用所要求保护的主题。

图1A示意性地示出一种示例性核裂变反应堆；

图1B是一种说明性的模块化核裂变爆燃波反应堆的示意形式的透视图；

图1C示意性地示出示例性流体冷却；

图2A和图2B示意性地示出示例性核裂变燃料组件；

图3示意性示出示例性非连续核裂变燃料材料；

图4示意性地示出一种示例性的模块化核裂变燃料芯；

图5A和图5B示意性地示出示例性的影响中子的结构；

图6A和图6B示意性地示出物质的示例性核辐射和移动；

图7A至图7C示意性地示出对核反应性的示例性温度控制；

图8A至图8C示意性地示出示例性栅元(cell)和栅元组；

图9示出示例性裂变产额曲线；

图10示意性地示出一种示例性反应堆控制系统；并且

图11至图22是用于模拟和/或控制核反应堆的相关联示例性方法的流程图。

图23示意性地示出一种核反应堆建模系统。

图24A示意性地示出一种示例性建模接口的类结构。

图24B示意性地示出一种示例性组件结构。

图24C示意性地示出一种示例性块状结构。

图25示出一种示例性输入建模数据文件。

图26示出一种示例性输入图形用户界面。

图27示出一种示例性输出图形用户界面。

图28和图29示出示例性方法。

现在将参照附图对所披露的实施例进行描述。在附图中，相似参考号可以指代相同或类似元件。此外，参考号最左边的(一个或多个)数字可以标识该参考号首次出现的附图。

详细说明

简介

在以下详细描述中，参考了这些组成本文的一部分的附图。在附图中，一般而言，类似符号标识类似组件，除非上下文另外规定。在详细说明、附图、以及权利要求中所描述的这些示意性实施例并不旨在进行限制。在不脱离在此呈现的主题精神或范围的情况下，可以采用其他实施例，并且可做出其他改动。

应了解，详细说明部分而不是发明概述和摘要部分旨在用于解释权利要求书。概述和摘要部分可以阐明一个或多个但非所有示例性实施例，并且因此并不旨在以任何方式限制所要求保护的主题和所附权利要求书。

虽然对特定配置和安排进行了论述，但应理解，这仅出于说明目的来进行。相关领域的普通技术人员将认识到，在不脱离所要求保护的主题的精神和范围的情况下，可以使用其他配置和安排。相关领域的普通技术人员将明白，所要求保护的主题还可以用于各种其他应用。所要求保护的主题的范围不限于所披露的实施例。所要求保护的主题由所附权利要求书限定。

对“一个实施例”、“实施例”、“此实施例”、“示例实施例”等的引用表明：所描述的实施例可以包括一个特定的特征、结构或特性，但可能并非每一个实施例都包括该特定特征、结构或特性。另外，此类短语不一定指代同一实施例。另外，当结合一个实施例描述一个具体特征、结构或特性时，应理解，无论是否明确描述，结合其他实施方案来实现这种特征、结构或特性是在本领域的普通技术人员的知识范围内。

在一些情况下，一个或多个组件在此可以称为“被配置成用于”、“可配置成用于”、“可操作来/可操作用于”、“被适配成/可适配成”、“能够”、“可适型/被适型成用于”等。本领域的普通技术人员将认识到，此类术语(例如“被配置成用于”)通常可以涵盖活动状态组件和/或不活动状态组件和/或待机状态组件，除非上下文另外要求。

本领域的普通技术人员将认识到，先有技术已发展到在系统的多个方面的硬件、软件和/或固件实现之间几乎不存在区别的程度；硬件、软件和/或固件的使用一般来说(但不总是如此，这是因为在某些情况下，硬件与软件之间的选择可能变得是重要的)是表示成本对效率折中的一个设计选择。本领域的普通技术人员将认识到，存在各种载体(例如，硬件、软件和/或固件)，在此所描述的过程和/或系统和/或其他技术会受到这些载体的影响，并且优选的载体会随其中部署了这些过程和/或系统和/或其他技术的环境而变化。例如，如果执行者确定速度和准确度是最重要的，那么该执行者可以选择一个主要的硬件和/或固件载体；可替代地，如果灵活性是最重要的，那么该执行者可以选择一个主要的软件实现方式；或再次可替代地，该执行者可以选择硬件、软件和/或固件的某些组合。因此，存在若干可能的载体，在此所描述的过程和/或装置和/或其他技术可能会通过这些载体来进行，它们中的任意一个都不在本质上优于另一个，这是因为任何有待利用的载体都是取决于以下的一个选择：载体将被部署的环境以及执行者的具体关注点(例如，速度、灵活性或可预测性)，它们中的任一个都可能发生变化。本领域的普通技术人员将认识到，实现方式的多个光学方面将典型地使用光学定向的硬件、软件和或固件。

前述详细描述已经通过使用框图、流程图和/或示例陈述了装置和/或过程的各种实施例。到此为止，这些框图、流程图和/或示例含有一个或多个功能和/或操作，本领域的普通技术人员将认识到，这些框图、流程图或示例中的每一个功能和/或操作都可以通过广泛范围的硬件、软件、固件或几乎其任何组合来单独地和/或共同地实现。在一个实施例中，本文描述的主题的若干部分可以经由专用集成电路(ASIC)、现场可编程门阵列(FPGA)、数字信号处理器(DSP)或其他集成的形式来实施。然而，本领域的普通技术人员将认识到，在此披露的实施例的一些方面的整体或一部分可以等效地在集成电路中实施为在一个或多个计算机上运行的一个或多个计算机程序(例如，在一个或多个计算机系统上运行的一个或多个程序)、在一个或多个处理器上运行的一个或多个程序(例如，在一个或多个微处理器上运行的一个或多个程序)、作为固件、或作为以上各项的几乎任何组合，并且根据本发明披露内容，设计电路系统和/或编写软件和或固件的代码将属于本领域的普通技术人员的技能之内。另外，本领域的普通技术人员将认识到，在此所描述的主题的机制能够以多种形式作为程序产品来发布，并且在此所描述的主题的说明性实施例都适用，而不考虑用来实际上进行该发布的信号承载介质的具体类型。信号承载介质的示例包括但不限于以下各项：可记录类型的介质，如软盘、硬盘驱动器、压缩光盘(CD)、数字视频盘(DVD)、数字磁带、计算机存储器等等；和传输类型的介质，如数字和/或模拟通信介质(例如，光纤缆线、波导、有线通信链路、无线通信链路(例如，发送器、接收器、发送逻辑、接收逻辑等)等)。

通过概览的方式，说明性实施例提供了核裂变反应堆，以及用于核裂变反应堆的运行和模拟的设备和方法。说明性实施例和方面包括但不限于：核裂变反应堆和反应堆模块，包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。

仍通过概览的方式并且参照图1A，将通过说明而非限制的方式对一个说明性核裂变反应堆10进行论述。核裂变反应堆10可以是但不限于核裂变爆燃波反应堆。反应堆10合适地包括布置在一个反应堆容器12内的一个核反应堆芯100，以及具有一个或多个反应堆冷却剂回路14的一个反应堆冷却剂系统。

反应堆可以是包括一个或多个核反应堆模块的一种模块化设计，参见例如图1B中所示的一个示例性模块化反应堆50。每个反应堆模块12可以是经由一个反应堆冷却剂系统56可操作地联接成与至少一个散热器58处于流体连通。因此，可以认为每个核反应堆模块本身是一个完整、独立的核反应堆系统。一个核反应堆模块可以与至少一个其他相邻反应堆模块中子地耦合。因此，相邻的核反应堆模块可以中子地形成整体，但是在物理上却彼此分开。

为了提供对如反应堆10和反应堆50等反应堆的控制和模拟的理解，首先将通过非限制性示例的方式阐述说明性的芯核子学。构想了许多反应堆实施例，而这些非限制性示例中的若干个在以下专利申请中进行了阐明：于2008年2月12日提交的发明人为阿尔菲尔德、查尔斯·E.、吉尔兰德、约翰·罗杰斯、海德、罗德里克·A.、石川、穆里尔·Y.、麦卡里斯、大卫·G.、梅尔沃德、南森·P.、惠特默、查尔斯以及伍德、洛厄尔·L.的题为“模块化核裂变反应堆(MODULAR NUCLEAR FISSION REACTOR)”的美国专利申请序列号12/069,907；于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克·A.海德、穆里尔·Y.石川、南森·P.梅尔沃德以及洛厄尔·L.伍德、JR.的题为“用于长期运行的自动化核电反应堆(AUTOMATED NUCLEARPOWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION)”的美国专利申请序列号11/605,943；于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克·A.海德、穆里尔·Y.石川、南森·P.梅尔沃德以及洛厄尔·L.伍德、JR.的题为“用于在核反应堆中提供燃料的方法和系统(METHOD AND SYSTEM FORPROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR)”的美国专利申请序列号11/605,848；以及于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克·A.海德、穆里尔·Y.石川、南森·P.梅尔沃德以及洛厄尔·L.伍德、JR.的题为“核反应堆的可控长期运行(CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF ANUCLEAR REACTOR)”的美国专利申请序列号11/605,933，这些专利申请的全部内容通过引用以其整体结合在此。然后，将对关于反应堆的若干说明性实施例和方面的细节进行阐述。

考虑事项

在论述如反应堆10和反应堆50等反应堆的细节之前，将通过概览但不应被解释为限制的方式给出反应堆实施例背后的一些考虑事项。一些反应堆实施例解决了许多下面论述的考虑事项。另一方面，一些其他反应堆实施例可以解决这些考虑事项中的一个或选定的一些，并且无需适应所有下面所论述的考虑事项。

设想用于反应堆实施例中的某些核裂变燃料通常是广泛可获得的，如但不限于铀(天然的、贫化的或富集的)、钍、钚，或甚至以前燃烧过的核裂变燃料组件。另外，可以在反应堆的实施例中使用不那么广泛可获得的核裂变燃料，如但不限于其他锕系元素或其同位素。虽然一些反应堆实施例考虑以全功率或全功率的一部分在持续近似约1/3世纪至约1/2世纪或更长的量级上长期运行，但一些反应堆实施例的方面并不考虑核燃料补给。然而，其他反应堆实施例考虑了核燃料补给。在一些情况下，实施例可以考虑在寿命结束时就地掩埋。核燃料补给可能在停堆期和/或通电运行过程中发生。在一些情况下，还考虑到，可以避免核裂变燃料再处理，从而减少转移用于军事用途的可能性和其他问题。

一些反应堆实施例可以位于地下，从而解决进入生物圈中的大的、突然的放射性释放和小的、稳态的放射性释放。一些实施例可能必需使操作者控制最小化，从而尽可能可行地使得这些实施例自动化。在一些实施例中，考虑到一种以生命周期为导向的设计，其中这些实施例可以从启动运行到寿命结束时停堆。在一些生命周期导向的设计中，实施例可以用大致完全自动的方式来运行。一些实施例适合于模块化构造。最后，一些实施例可以根据高功率密度或根据对应于如燃耗标准、功率需求、中子通量考虑事项以及其他参数等各种设计考虑事项的选定功率密度来设计。

在运行过程中，反应堆中、尤其是反应堆芯区域中的材料(例如，元素和元素的同位素)随时间发生变化。例如，燃料原子裂变成裂变产物。燃料、结构材料、中子吸收材料(裂变产物毒物或有意插入到反应堆中的中子吸收材料)等的原子可以吸收中子并变成其他同位素或元素。可通过设计以及反应堆控制在短期和长期两方面将这些变化考虑在内。在整个堆芯内移动材料的能力可以增加反应堆的有效寿命。

各种反应堆实施例的一些特征是由上面考虑事项中的一些造成。例如，同时满足在不停堆进行核燃料补给的情况下实现以全功率运行1/3-1/2世纪(或更长)的期望和避免核裂变燃料再处理的期望可能需要使用快中子谱。作为另一示例，在一些实施例中，如经由用中子的强吸收剂或反应性控制的其他途径实现的局部反应性的负反馈，将负的反应性温度系数(αT)设计到反应堆中。作为替代或另外地，一些实施例被配置成用于通过使用谱控制方法(如位移和/或插入中子减速剂持续一定时间段)来实现中子通量的谱移以整体或部分地控制裂变过程。作为另一示例，在一些模块化爆燃波实施例中，分布式恒温器实现了核裂变燃料燃烧的传播式核裂变爆燃波模式。这种模式同时允许非富集锕系燃料(如天然铀或钍)的高平均燃耗以及在堆芯的燃料进料中使用可核裂变材料的适度同位素富集的相当小的“核裂变点火器”区域。作为另一示例，在一些实施例中，在初级和次级芯冷却中提供了多重冗余。

核裂变反应堆的示例性实施例

既然已经阐述了一些反应堆实施例背后的一些考虑事项，将对关于一个示例性核裂变反应堆实施例的进一步细节进行阐释。提供此信息以便增强对在建模和模拟核反应堆性能时加以考虑的考虑事项的理解。要强调的是，以下对示例性核反应堆实施例的说明是仅通过非限制性示例方式而不是通过限制的方式给出。如上所提及，考虑了核反应堆及其模拟的若干实施例，以及反应堆10的其他方面。在对关于反应堆10的一个示例性实施例的细节进行论述之后，还将对其他实施例和方面进行论述。

仍参照图1A，反应堆10的一个示例性实施例包括布置在一个反应堆压力容器12内的一个反应堆芯组件100。考虑到将在后面论述的反应堆芯组件100的若干实施例和方面。将在后面详细论述的一些特征包括：核裂变燃料材料和它们各自的核子学、燃料组件、燃料几何结构，以及整个反应堆系统中的反应堆芯组件100的运行和模拟。

反应堆压力容器12合适地是本领域中已知的任何可接受的压力容器，并且可以由可接受用于反应堆压力容器中的任何适当形式的材料(如但不限于不锈钢)制成。在反应堆压力容器12内，一个中子反射层(未示出)和一个辐射屏蔽层(未示出)包围反应堆芯组件100。在一些实施例中，反应堆压力容器12位于地下。在此类情况下，反应堆压力容器12还可以起到用于反应堆芯组件100的一个掩埋核废料桶的作用。在这些实施例中，反应堆压力容器12合适地由隔离材料(如干砂)的区域(未示出)包围，以用于长期环境隔离。隔离材料的区域(未示出)可以具有直径约100米左右的大小。然而，在其他实施例中，反应堆压力容器12位于或接近地球表面。

反应堆冷却剂回路14将来自反应堆芯组件100中的核裂变的热量转移到应用热交换器16。反应堆冷却剂可以根据特定应用所希望的来选择。在一些实施例中，反应堆冷却剂合适地是氦(He)气。在其他实施例中，反应堆冷却剂合适地可以是其他加压惰性气体(如氖、氩、氪、氙)，或其他流体(如水或气态二氧化碳或超流体性二氧化碳)，或液态金属(如钠或铅)，或金属合金(如Pb-Bi)，或有机冷却剂(如聚苯或碳氟化合物)。根据希望，反应堆冷却剂回路合适地可以由钽(Ta)、钨(W)、铝(Al)、钢或其他含铁或非铁族合金或钛或锆基合金制成，或者由其他金属和合金制成，或者由其他结构材料或复合材料制成。

在一些实施例中，应用热交换器16可以是生成蒸汽的蒸汽发生器，该蒸汽提供作为用于使机械(如发电站20内的涡轮发电机18)旋转的原动力。在这种情况下，反应堆芯组件100合适地在高运行压力和温度(如高于1,000K左右)下运行，并且蒸汽发生器中生成的蒸汽可以是过热蒸汽。在其他实施例中，应用热交换器16可以是生成处于较低压力和温度的蒸汽(即，不必是过热蒸汽)的任何蒸汽发生器，并且反应堆芯组件100在低于约550K的温度下运行。在这些情况下，应用热交换器16可以为多种应用(如用于海水的脱盐工厂或用于通过蒸馏将生物质处理成乙醇，或类似应用)提供工艺用热。

任选的反应堆冷却剂泵22使反应堆冷却剂循环通过反应堆芯组件100和应用热交换器16。注意，虽然说明性实施例示出泵和重力驱动的循环，但其他途径可以不采用泵或循环结构，或者以其他方式类似地在几何上受限制。在反应堆芯组件100被安放成与应用热交换器16近似竖直地共面以使得不生成热驱动位差(thermal driving head)时，可以合适地提供反应堆冷却剂泵22。还可以在反应堆芯组件100位于地下时提供反应堆冷却剂泵22。然而，当反应堆芯组件100被安放在地下或以任何方式安放以使得反应堆芯组件100在应用热交换器16下方被竖直地间隔开时，在离开反应堆压力容器12的反应堆冷却剂与离开该应用热交换器16的、所处温度低于离开该反应堆压力容器12的反应堆冷却剂低的温度的反应堆冷却剂之间可能形成热驱动位差。当存在足够热驱动位差时，不必提供反应堆冷却剂泵22来使反应堆冷却剂充分地循环通过反应堆芯组件100，以在通电运行过程中除去来自裂变的热量。

在一些实施例中，可以提供多于一个反应堆冷却剂回路14，从而在其他反应堆冷却剂回路14中的任何一个发生意外事故(如冷却剂损失事故、流量损失事故、初级至次级泄漏或类似事故)的情况下提供冗余。每个反应堆冷却剂回路14可以额定用于全功率运行，虽然一些应用可能去除这一约束。

在一些实施例中，在反应堆冷却剂系统14的线路中提供封闭物(closure)24，如反应堆冷却剂截止阀。在每个反应堆冷却剂回路14中，可以在从反应堆压力容器12开始的一个出口线路中并且在从应用热交换器16的出口到该反应堆压力容器12的一个返回线路中提供一个封闭物24。封闭物24可以是在紧急情况下(如检测到反应堆冷却剂中的显著裂变产物夹带)快速关闭的快速作用封闭物。除了自动致动阀的冗余系统(未示出)外，可以提供封闭物24。

提供了一个或多个排热热交换器26以用于除去余热(after-lifeheat)(衰变热)。排热热交换器26包括被配置成用于使衰变热移除冷却剂循环通过反应堆芯组件100的一个初级回路。排热热交换器26包括联接至一个经设计的排热热管网的一个次级回路(图中未示出)。在一些情况下，例如，出于冗余的目的，可以提供多于一个排热热交换器26。排热热交换器26可以安放在反应堆芯组件100上方一定竖直距离处，以便提供足够的热驱动位差来实现衰变热移除冷却剂的自然流动而无需衰变热移除冷却剂泵。然而，在一些实施例中，可以提供衰变热移除泵(未示出)。在适当情况下，反应堆冷却剂泵可以用于衰变热移除。

既然已经给出反应堆10的一个示例性实施例的概览，将对其他实施例和方面进行论述。首先，将对反应堆芯组件100的实施例和方面进行论述。首先将阐述反应堆芯组件100及其核子学的概览，随后对反应堆芯组件100的示例性实施例和其他方面进行描述。再一次，此信息增强了对在建模或模拟核反应堆性能时加以考虑的考虑事项的理解。

以概览的方式给出并且一般而言，反应堆芯组件100的结构组件可以由以下各项制成：钽(Ta)、钨(W)、铼(Re)、各种合金(包括但不限于如马氏体不锈钢(例如，HT9)、奥氏体不锈钢(例如，316型)等钢，或碳复合材料)、陶瓷或类似物。因为反应堆芯组件100运行时所处的高温，并且因为这些材料在全功率运行的预期寿命期间的抗蠕变性、机械可加工性以及耐腐蚀性，这些材料是合适的。结构组件可以由单一材料制成，或者由材料的组合(例如，涂层、合金、多层、复合材料等等)制成。在一些实施例中，反应堆芯组件100在足够低的温度下运行，这样使得其他材料(如铝(Al)、钢、钛(Ti)或类似物)可以单独地或以组合方式用于结构部件。

在爆燃波实施例中，反应堆芯组件100可以包括一个小的核裂变点火器和一个较大的核裂变爆燃燃烧波传播区域。核裂变爆燃燃烧波传播区域合适地含有钍或铀燃料，并且按照快中子谱裂变增殖的一般原理发挥作用。在一些爆燃波实施例中，整个反应堆芯组件100的均匀温度由调节局部中子通量并且从而控制局部功率产生的恒温模块来维持。一些示例爆燃波实施例在前面提及的题为“核反应堆的可控长期运行”的美国专利申请序列号11/605,933(“'933申请”)中得到进一步论述，该申请通过引用以其整体结合在此。

核反应堆可以是模块化的。现在参照图1B，示出了一个说明性的模块化反应堆50。要强调的是，以下对反应堆50的一个示例性实施例的描述是仅通过非限制性示例方式而不是通过限制的方式给出。如上所提及，考虑到如反应堆10和50等反应堆的若干实施例，以及反应堆的其他方面。在反应堆10和50中说明的特征可以单独或以任何合适组合方式来实现。在对关于反应堆50的一个示例性实施例的细节进行论述之后，还将对其他实施例和方面进行论述。

模块化反应堆50是以说明的方式示出，并且并不将模块化反应堆限制于反应堆模块52的环形安排或任何其他安排。应理解，无论如何，并不旨在限制于这种几何安排或限制于任何类型的任何几何安排。为此，下面将对反应堆模块52的另外安排进行进一步论述。为了简洁起见，对反应堆模块52的另外安排的说明局限于在此示出的这些。然而，应理解，无论如何，反应堆模块52可以根据希望以任何方式来安排，并且可以适应相邻的核裂变爆燃波反应堆模块52的中子耦合。

如上所论述，示例性模块化反应堆50合适地包括反应堆模块52。每个反应堆模块52可以合适地包括一个反应堆芯54和一个反应堆冷却剂系统56。每个核裂变爆燃波反应堆模块52可以是经由一个或多个相关联的反应堆冷却剂系统56可操作地联接成与至少一个散热器58处于流体连通。即，可以合适地认为每个反应堆模块52本身是一个完整的、独立的核反应堆。一个反应堆模块52可以与至少一个相邻的反应堆模块52中子耦合。考虑了模块化反应堆50的许多实施例，而许多所考虑模块化反应堆50的实施例之间的一个共同特征是相邻反应堆模块52经由核裂变爆燃波或“燃烧前沿(burnfront)”(如在前面提及的题为“模块化核裂变反应堆”的美国专利申请序列号12/069,907(“'907申请”)中进一步论述，该申请通过引用以其整体结合在此)的起源进行的中子耦合。

现在参照图1C，可以从根据另一实施例的核裂变反应堆芯中提取热能。在核裂变反应堆110中，核裂变发生在一个发热区域120中(例如，遍及燃料载芯或者在例如燃烧波前沿中传播)。如由箭头150所指示，如凝聚相密度流体(例如，水、液态金属、三联苯、聚苯、碳氟化合物、FLIBE(2LiF-BeF₂)等等)之类的吸热材料160流过该区域120，并且热量从该发热区域120被转移到该吸热材料160。在一些实施例中，例如，在快速裂变谱核反应堆中，吸热材料160被选择为一种核惰性材料(如He4)，以便最低程度地扰乱中子谱。在核裂变反应堆110的其他实施例中，中子含量足够稳健，这样使得可能可接受地利用非核惰性吸热材料160。吸热材料160(例如，通过自然对流或通过受迫运动)流至基本不与发热区域120进行热接触的热提取区域130。热能140在热提取区域130处从吸热材料160中被提取出来。当在热提取区域130中提取热能140时，吸热材料110可保持处于液态、多相态或基本气态。

核反应堆材料的示例性移动

燃料材料不仅包括燃料材料，还包括结构材料(例如，包层)。现在参照图2A，可以包括任何类型的裂变反应堆(包括本文中在别处所描述的那些)的反应堆200可以包括布置在其中的多个核裂变燃料组件210。以下论述包括可以在反应堆200中使用的示例性核裂变燃料组件210的细节。现在参照图2B并且通过非限制性示例的方式给出，在一个实施例中，核裂变燃料组件210合适地包括一个核裂变燃料组件220。在一个实施例中，核裂变燃料组件220是“以前燃烧过的”。术语“以前燃烧过的”意味着该核裂变燃料组件的至少一些部件已经历中子介导核裂变，并且核裂变燃料的同位素组成已被改变。即，已经使得核裂变燃料组件被放置在一个中子谱或通量(快速或慢速)中，至少一些部件已经历中子介导核裂变，并且结果是已经使核裂变燃料的同位素组成发生改变。因此，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可能以前已在如但不限于轻水反应堆等任何反应堆(包括反应堆200)中燃烧过。以前燃烧过的裂变燃料(例如，在以前燃烧过的核裂变燃料组件220中)可能在其以前燃烧之后未经过化学处理。

意图是核裂变燃料组件220可以包括但不限于无论如何合适在核裂变反应堆中经历裂变的任何类型的可核裂变材料，如锕系或超铀元素(像天然钍、天然铀、浓缩铀或类似物)。核裂变燃料组件220是用包层224包覆。如果核裂变燃料组件以前已燃烧过，那么包层224可以是“原始的”包层，核裂变燃料组件220在其燃烧之前被包裹在该“原始的”包层中。在一些其他实施例中，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可以不是用“原始的”包层224包覆。例如，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可以保持在其原始包层224中，并且可以在包层224的外部周围布置一个新包层(未示出)。在一些实施例中，新包层是由被配置成用于帮助适应膨胀到空隙空间中的多个包层区段(未示出)组成。在其他实施例中，新包层可以被设置为一个屏障(如管)，设置在包层224的外部与反应堆冷却剂(未示出)之间。

现在参照图3，一个示例性核裂变燃料结构300包括核裂变燃料材料的多个非连续片段320。非连续片段320可以在不处于物理接触的情况下处于“中子”接触。核裂变燃料结构300还可以包括一个任选的核裂变点火器310。如在前面提及的'933申请中所描述，核裂变点火器310可以在爆燃传播波型核反应堆中使用。

现在参照图4，一个模块化核裂变燃料芯400可以包括一个任选的中子反射层/辐射屏蔽层410和多个模块化组件420。模块化组件420可以是具有一定燃料材料含量的模块化燃料组件。模块化组件还可以是模块化中子吸收组件(具有一定中子吸收材料含量)、模块化结构组件(用于主要结构目的)、模块化有效载荷组件(设计用于运送例如一种待经受中子通量的材料的有效载荷)、模块化空白组件(仅用作占位物，例如，以便降低由空隙或填充有冷却剂和/或慢化剂的空隙引起的核子扰动、流动扰动、结构扰动以及热扰动)，或上面各项的任意组合。

模块化组件420根据希望放置在组件接收座430内。模块化核裂变燃料芯400可以用任何数量的方式来运行。例如，模块化核裂变燃料芯400中的所有组件接收座430可以在初始运行之前用模块化燃料组件420来完全填充。例如，在爆燃传播波型核反应堆实施例中，在初始运行之前意味着在核裂变爆燃传播波燃烧前沿的在模块化燃料组件420内和通过该模块化燃料组件420的发起和传播之前。在其他反应堆实施例中，在初始运行之间意味着在初始临界之前，或者在模块化核裂变燃料芯暴露于中子通量之前。

作为另一示例，模块化组件420可以根据希望从它们各自的组件接收座430中被移除，并且用其他模块化组件440(相同或不同类型的)来替换；这种侵位(emplacement)由箭头444指示。例如，“燃烧过的”燃料组件可以用“未燃烧过的”燃料组件来替换，中子吸收组件可以用燃料组件来替换等等。其他模块化核组件440可以是未使用过的或以前已使用过的。例如，在爆燃传播波型核反应堆实施例中，模块化裂变燃料组件420可以在核裂变爆燃波烧前沿已经完全传播通过模块化核裂变燃料组件420之后被移除并用其他模块化核裂变燃料组件440来替换。在其他实施例中，模块化组件420可以由于任何原因(例如，测试或实验用途、燃料或中子吸收材料的再分配等)而被移除并用其他模块化组件440来替换。此类替换策略可以用于根据希望延长模块化核裂变燃料芯400的运行。

作为另一示例，模块化核裂变燃料芯400在初始运行之前不必用模块化组件420完全填充。例如，少于全部的组件接收座430可以用模块化组件420来填充。在这种情况下，放置在模块化核裂变燃料芯400内的模块化燃料组件的数量可以基于许多原因来确定，如可供使用的模块化燃料组件的数量、功率需求(例如，以瓦为单位的电负载)、最终将被放置在该模块化核裂变燃料芯400上的模块化燃料组件的数量等。因此，可以在无需在一开始就用模块化燃料组件为整个模块化核裂变燃料芯400加燃料的情况下实现该模块化核裂变燃料芯400的继续的或延长的运行。

应了解，模块性的概念可以扩展。例如，在其他实施例中，一个模块化核裂变反应堆可以用任何数量的核裂变反应堆芯来填充，其方式与模块化核裂变燃料芯400可以用任何数量的模块组件420来填充的方式相同。为此，可以将模块化核裂变反应堆类比成模块化核裂变燃料芯400，并且可以将核裂变反应堆芯类比成模块化核裂变燃料组件420。上面针对模块化核裂变燃料芯400论述的若干所考虑到的运行模式因此通过类比而应用于模块化核裂变反应堆。

不在模块化组件中的芯材料也可以被移动到反应堆芯中。在现有技术中，使用控制棒或其他装置控制反应性(并且因此控制具有负反应性系数的一个运行中反应堆中的芯平均温度)是众所周知的。另外，在多个实施例中考虑到其他中子修饰结构。例如，现在参照图5A和图5B，中子修饰结构530可以出于各种目的将中子修饰(例如，吸收、反射、慢化等)物质放置在反应堆500(包括传播燃烧前沿核裂变反应堆550)中。在一个实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂(如但不限于Li-6、B-10或Gd)插入到核裂变燃料中。在另一实施例中，中子修饰结构530插入中子慢化剂(如但不限于烃类或Li-7)，从而修饰中子能谱，并且由此改变局部区域中的核裂变燃料的中子反应性。

在一些情况下，在一个反应堆500(包括传播燃烧前沿核裂变反应堆550)中，中子慢化剂的作用与中子能谱的详细变化(例如，命中或未命中截面共振)相关联，而在其他情况下，效果与降低中子环境的平均中子能(例如，从“快”中子能下移至超热中子能或热中子能)相关联。在又其他情况下，中子慢化剂的作用是使中子偏向或偏离选定位置。在一些实施例中，中子慢化剂的前面提及的作用之一是最重要的，而在其他实施例中，多种作用具有相当或较低的设计意义。在另一实施例中，中子修饰结构530同时包含中子吸收剂和中子慢化剂；在一个非限制性示例中，相对于中子减速材料改变中子吸收材料的位置以影响控制(例如，通过掩蔽或显露吸收剂，或者通过谱移来增加或减少吸收剂的吸收)，在另一非限制性示例中，通过改变中子吸收材料和/或中子减速材料的量来影响控制。

在如传播燃烧前沿核裂变反应堆550等实施例中，可以根据希望将核裂变爆燃波燃烧前沿驱动至核裂变燃料的区域中，从而实现可变的核裂变燃料燃耗。在传播燃烧前沿核裂变反应堆550中，发起并传播核裂变爆燃波燃烧前沿510。中子修饰结构530可以沿由箭头520所指示的方向引导或移动燃烧前沿510。在一个实施例中，中子修饰结构530在燃烧前沿510后面插入中子吸收剂，从而相对于该燃烧前沿510前面的燃料的中子反应性向下驱动或降低当前正在由该燃烧前沿510燃烧的燃料的中子反应性，从而加快核裂变爆燃波的传播速率。在另一实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂插入到燃烧前沿510前面的核裂变燃料中，从而减慢核裂变爆燃波的传播。在其他实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂插入到燃烧前沿510内或侧面的核裂变燃料中，从而改变该燃烧前沿510的有效大小。在另一实施例中，中子修饰结构530插入中子慢化剂，从而修饰中子能谱，并且由此相对于燃烧前沿510的前面或后面的核裂变燃料的中子反应性改变当前正在由该燃烧前沿510燃烧的核裂变燃料的中子反应性。

因此，反应堆500中的局部中子反应性以及传播燃烧前沿核裂变反应堆550中的燃烧前沿510可以按照希望根据选定的局部反应速率或传播参数来引导。例如，局部反应速率参数可以包括裂变速率、发热密度、功率密度的截面尺寸，或类似参数。在燃烧前沿核裂变反应堆550中，传播参数可以包括燃烧前沿510的传播方向或取向、该燃烧前沿510的传输速率、如发热密度等功率需求参数、该燃烧前沿510将传播通过的燃烧区域的截面尺寸(如该燃烧区域相对于该燃烧前沿510的传播轴线的轴向或侧向尺寸)，或类似参数。例如，可以选择传播参数以控制燃烧前沿510的空间或时间位置，以便避免控制元件(例如，中子修饰结构或恒温器)失效或出现故障，或类似情况。

可以主动地控制和/或被动地控制(例如，可编程)中子修饰结构530。主动地控制中子修饰结构是由一个操作员和/或一个外部控制系统主动地控制。被动地控制中子修饰结构响应于堆芯中的一个或多个位置处的条件。例如，可编程温度响应式中子修饰结构(其示例在前面提及的'933申请中详细论述)将中子吸收材料或中子减速材料引入到反应堆500(包括如传播燃烧前沿核裂变反应堆550等实施例)的燃料进料中并且从该燃料进料中移除这些材料。响应于一个运行温度曲线，可编程温度响应式中子修饰结构将中子吸收或减速材料引入到核裂变反应堆的燃烧供送中，以降低该核裂变反应堆中的运行温度；或者将中子吸收或减速材料从该核裂变反应堆的燃料进料中移除，以便提高该核裂变反应堆的运行温度。

应了解，温度仅是可以用于确定被动控制或可编程中子修饰结构的控制设定的控制参数的一个示例。可以用于确定可编程中子修饰结构的这些控制设定的其他控制参数的非限制性示例包括：功率水平、中子水平、中子谱、中子吸收，燃料燃耗水平等等。在一个示例中，中子修饰结构被用于将燃料燃耗水平控制到相对较低(例如，<50％)的水平，以便实现核裂变燃料的高速率“增殖”以用于在其他核裂变反应堆中使用，或以便增强燃烧过的核裂变燃料对于核裂变爆燃波随后在传播式核裂变爆燃波反应堆中的重新传播的适用性。不同控制参数可以在不同时间或在反应堆的不同部分中使用。应了解，先前在中子修饰结构的背景下论述的各种中子修饰方法还可以用于可编程温度响应式中子修饰结构，包括但不限于：使用中子吸收剂、中子减速剂、中子吸收剂和/或中子减速剂的组合、可变几何结构中子修饰器等等。

材料可以在一个反应器中经受中子通量。应了解，材料在反应堆中的中子辐射可以通过持续时间和/或持续的程度以及局部功率水平来控制。在另一实施例中，材料的中子辐射可以通过经由中子修饰结构对中子环境(例如，用于Np-237处理的中子能谱)的控制来控制。参照图6A和图6B，例如，如箭头602大体上指示地被插入到一个反应堆600中的一种材料610将尤其取决于局部功率水平、持续时间、中子修饰结构和/或中子谱修饰特征而经受一个中子通量。在其中反应堆是一个传播式核裂变爆燃波反应堆(如反应堆650)的一个实施例中，材料610可以如箭头652大体上指示地被插入到反应堆650中。在另一实施例中，传播式核裂变爆燃波反应堆650可以用一种“安全的”亚临界方式运行，该方式依靠外部中子源来维持传播燃烧前沿，同时将裂变生成的中子的一部分用于芯材料的核处理。应了解，材料610向反应堆600(或650)内的一个位置的移动可以是从该反应堆外部的一个位置(如图所示)开始或从该反应堆内的另一位置(未示出)开始。

在一些实施例中，一种材料610可能在反应堆内发生核裂变点火之前就存在于该反应堆内的一个位置中；而在其他实施例中，该材料可以在发生或在此地点发生核裂变之后被添加(例如，被移动到该位置)。在一些实施例中，材料从反应堆中被移除；而在其他实施例中，它保持就位。可替代地，将一种具有一组非辐射性质的材料装载到一个反应堆中。将该材料输运(例如，如由箭头652和602大体上指示)成与具有最大反应性的一个区域物理上接近并且中子上耦合——在传播式核裂变爆燃波反应堆650的情况下，该具有最大反应性的区域随着核裂变爆燃波传播燃烧前沿(例如，燃烧前沿670)穿过该材料。

材料610保持处于中子耦合持续足够长的时间区间，以便将该材料610转换成具有一组所希望的修饰后性质的一种第二材料606。当材料610因此已被转换成物质606时，可以在物理上将该材料606从反应堆600(或反应堆650)中运输出来，如由箭头604(或654)大体上指示。该移除可以发生在反应堆600(或650)运行过程中抑或在停堆之后。该移除可以作为一个连续的、顺序的或分批的过程来进行。在一个示例中，核处理过的材料606随后可以用作另一核裂变反应堆(如但不限于LWR或传播式核裂变爆燃波反应堆)中的核裂变燃料。在另一非限制性示例中，核处理过的材料606随后可以在一个传播式核裂变爆燃波反应堆的核裂变点火器内使用。在一种途径中，可以调整热管理来提供适用于运行参数的任何变化(如适用于改进后的材料或结构)的热控制。

根据另外的实施例，温度驱动的中子吸收可以用于控制一个核裂变反应堆，从而将固有稳定的负反应性温度系数(αT)“设计到其中(engineering-in)”。现在参照图7A，一个核反应堆700配备有温度检测器710，如但不限于热电偶。在这个实施例中，无论如何，核裂变反应堆700合适地可以是任何类型的核裂变反应堆。为此，根据特定应用所希望的，核裂变反应堆700可以是一个热中子谱核裂变反应堆或快中子谱核裂变反应堆。

例如，温度检测器检测反应堆700中的局部温度并且生成指示检测到的局部温度的一个信号714。信号714以任何可接受的方式被传送至控制系统720，这些方式如但不限于：流体耦合、电耦合、光耦合、射频传输、声耦合、磁耦合，或类似方式。响应于指示检测到的局部温度的信号714，控制系统720确定对反应堆700的局部中子反应性的一个适当校正(正或负)(例如，以便使反应堆700返回至所希望的运行参数，如反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度)。为此，控制系统720生成指示对局部中子反应性的所希望的校正的一个控制信号724。将控制信号724传送到中子吸收材料的分配器730。控制信号724可以合适地以与信号714相同的方式或不同的方式来传送。中子吸收材料可以合适地是如对特定应用所希望的任何中子吸收材料，如但不限于Li-6、B-10或Gd。分配器730合适地是所需应用可接受的分配机构。一个储器(未示出)可以位于分配器730本地，或者可以远离该分配机构730定位(例如，在反应堆700的中子反射层之外)。分配器730响应于控制信号1124将中子吸收材料分配在核裂变反应堆芯内，从而改变局部中子反应性。

现在参照图7B并且通过非限制性示例的方式给出，示例性热控制可以使用一种中子吸收流体来建立。包含热耦合流体的结构740包含与反应堆700的一个局部区域处于热连通的一种流体。结构740中的流体响应于局部温度波动而膨胀或收缩。流体的膨胀和/或收缩被可操作地传达至位于核裂变反应堆700的外部的一个力耦合结构750，如但不限于一个活塞。由力耦合结构750传达的一个合力被施加在包含中子吸收流体的结构760中的中子吸收流体(如Li-6)上。于是从结构760中分配吸收中子流体，从而改变局部中子反应性。在另一示例中，替代于或附加于中子吸收流体，可以使用一种中子减速流体。中子减速流体改变中子能谱并且降低局部中子环境的平均中子能，从而向下驱动或降低核裂变反应堆700内的核裂变燃料的中子反应性。在另一示例中，中子吸收流体和/或中子修饰流体可以具有一种多相组合物(例如，一种液体内的固体球粒)。

图7C示出图7B中所示安排的一个示例性实现方式的细节。现在参照图7C，一个核裂变反应堆701中的燃料功率密度是在中子通量的非常大的变动、中子谱的显著变动、燃料组成的大变化以及对反应堆的功率需求的数量级变化上，通过一组分布式独立作用的恒温模块的集体作用来连续调节。此作用提供略高于反应堆701的设计温度的一个大的负反应性温度系数。以3-D栅格(lattice)(可以形成均匀或非均匀阵列)的形式位于核裂变反应堆701中的燃料进料各处(该3-D栅格的局部间距可以粗略地是中位裂变能中子的平均自由程(该平均自由程可能为了冗余的目的而减小))，这些模块中的每一个包括一对隔室，这些隔室中的每一个由毛细管馈送。位于核裂变燃料中的一个小的恒温球管隔室761包含一种热敏材料(如但不限于Li-7)，该材料的中子吸收截面对于所关注的中子能可能是低的；而相对大的隔室741放置在一个不同位置中(例如，在一个冷却剂管的壁上)，并且可以包含可变数量的一种中子吸收材料(如但不限于Li-6)，该材料具有一个比较大的中子吸收截面。在1巴的压强下，锂在453K下熔化并且在1615K下沸腾，并且因此跨过反应堆701的典型运行温度范围是一种液体。随着燃料温度升高，包含在恒温球管761中的热敏材料膨胀，并且它的一小部分(例如，对于Li-7的100K的温度变化，约10-3)可能在千巴压强下被排入到终止于一个汽缸和活塞组件751的底部上的毛细管中，该汽缸和活塞组件被定位成远离(例如，辐射屏蔽层之外)并且在物理上低于中子吸收材料的芯内隔室741(在需要利用重力的情况下)。在那里，适量体积的高压热敏材料驱动该组件751中的一个排量倍增活塞(swept-volume-multiplying piston)，该活塞推动较大(例如，可能大三个数量级)体积的中子吸收材料通过一个穿过堆芯的毛细管，进入正在驱动该流的恒温球管附近的一个芯内隔室中。在那里，中子吸收材料(只要它的最小尺寸小于中子平均自由程，它的空间构型就无关紧要)起作用以可吸收式地抑制局部中子通量，从而降低局部燃料功率密度。当局部燃料温度下降时，中子吸收材料返回到汽缸和活塞组件751(例如，在重力压位差的作用下)，从而使热敏材料返回到恒温球管761，该恒温球管761的现在较低的热机械压力允许接收该热敏材料。

应了解，恒温模块的操作并不依赖于上面示例性实现方式中论述的特定流体(Li-6和Li-7)。在一个示例性实施例中，热敏材料可以在化学上而不只是在同位素方面不同于中子吸收材料。在另一示例性实施例中，热敏材料在同位素方面可以与中子吸收材料相同，其中有差别的中子吸收性质是由于中子暴露材料的体积的差异引起，而不是由于材料组成的差异引起。

反应堆控制和模拟

因此，前面这些示例表明，燃料、中子吸收材料以及其他材料可以在移动或不移动完整组件的情况下通过若干机制在整个反应堆芯内移动。此类移动可能使堆芯中的核素浓度(即，每单位体积的原子以及原子的同位素和核异构体的数量)的计算变得复杂。

一般而言，对堆芯或一个运行中反应堆中的核素浓度的计算或其模拟可以分解成两个相互关联的部分：中子输运和嬗变。中子输运计算可以确定中子数目(如，通量和通量谱)，而嬗变计算确定在给定一个起始数目和一个中子通量的情况下核素的数目。

中子输运计算可以通过以下方式进行：例如，使用确定性方法(例如，离散坐标法)、使用如蒙特卡罗法等随机方法、或者通过使用这两种方法的混合方法(例如，使用确定性方法计算某些方面而在另外方面以蒙特卡罗实现)。确定性方法典型地使用平均粒子行为来求解输运方程。离散方法典型地将相空间分割成许多小体积。在相邻体积之间移动的中子花费少量时间移动一个小距离。因此，随着时间、体积以及距离变小(即，接近0)，该计算接近积分微分输运方程(具有空间和时间导数)。

另一方面，蒙特卡罗法通过模拟单独粒子并记录它们的平均行为的某些方面来获得答案。蒙特卡罗法经常在使用确定性方法难以确定的示例结果时使用。当应用于中子输运时，蒙特卡罗法可以模拟单独的概率事件，从而在中子从产生到消灭(例如，吸收，逃逸等)的整个生命周期内跟踪这些中子。在每个时间步长下对相关联的概率分布(例如，由连续和/或离散的概率密度函数表示)进行随机取样，以确定结果(例如，散射、裂变、中子俘获、泄漏)。可以使用物理方程和截面数据对碰撞进行建模。碰撞的频率以及因此由于被中子吸收材料吸收引起的中子诱发反应(如裂变和损失)当然对应地依赖于所关注体积中的裂变同位素和中子吸收材料的浓度。

原子的截面数据表示原子呈现给粒子以用于相互作用(例如，对于中子而言，用于如各种散射和吸收类型的相互作用)的有效截面面积。截面典型地随原子、粒子以及粒子的能量变化。因此，截面可以用于表达一个原子与具有一定能量的一个入射粒子的特定相互作用的可能性。

如用于反应(例如，散射、辐射俘获、吸收、裂变)的微观截面等微观性质是一种类型的原子核的(即，一种特定材料的原子核的)固有性质。如用于反应的宏观截面等宏观性质是具有该材料的浓度或密度(例如，每单位体积的原子数量)的大量材料的性质。微观截面典型地以面积单位(例如，cm²或“靶”——一靶为10^-28m²)来表达。宏观截面与微观截面乘以密度或等价地1/(平均自由程长度)成比例，并且因此以1/长度(例如，m^-1)的单位来表达。

截面数据典型地通过经验手段来确定。因此，尤其对于短寿命同位素，用于大范围中子能谱的截面数据根本没有可用的。因此，可能难以对具有一定数目的同位素(这些同位素具有完全未知或未得到良好表征的性质(如中子截面))的体积进行准确的蒙特卡罗计算。另外，即使用于每种材料的所有截面数据都得到良好表征，计算负担也将是很大的。本文中在其他地方对可能有助于减轻这些困难和/或计算负担的方法进行了详细描述。

嬗变计算确定每种核素随着其变化，例如在中子通量下的存量或浓度。一般而言，嬗变计算可能被认为是基于经受一个给定中子通量的一种材料的损失率和产生率来确定该材料的新数目。一种材料的一种给定原子可能例如裂变并产生两个裂变产物；而该材料的另一种原子可能在俘获一个中子后转换成一种具有更大原子质量数(A)的同位素。该材料的又一种原子可能β或α衰变成另一种元素等等。因此，一个运行中反应堆中的材料的量的变化速率典型地是由于衰减引起的损失率、由于衰减引起的增益速率、由于中子诱发反应引起的损失以及由于中子诱发反应引起的增益的总和。

应了解，材料的嬗变计算取决于当前中子通量，并且中子通量计算取决于如裂变同位素和中子吸收材料等材料的当前浓度。这些计算可以通过各种方式联系在一起，包括但不限于此类迭代数值分析工具，如龙格-库塔(Runge-Kutta)法。因为龙格-库塔在本领域中是众所周知的，没有必要对龙格-库塔进行完整说明。然而，一般而言，显式龙格-库塔法“解决”初始值问题

y'＝f(t,y)，y(t₀)＝y₀

使用以下方程

y_{n + 1} = y_{n} + h Σ_{i = 1}^{s} b_{i} k_{i}

其中

k₁＝f(t_n,y_n)，

k₂＝f(t_n+c₂h,y_n+a₂₁hk₁)，

k₃＝f(t_n+c₃h,y_n+a₃₁hk₁+a₃₂hk₂)，

k_s＝f(t_n+c_sh,y_n+a_s1hk₁+a_s2hk₂+...+a_s,s-1hk_s-1)。

为了指定一种特定龙格库塔法，可以提供一个整数s和一组系数a_ij、b_ij以及c_i，如果系数是以下这样，则龙格库塔法是相容的：

Σ_{j = 1}^{i - 1} a_{ij} = c_{i}

对于i＝2,...,s。

因此，例如，相容四阶龙格库塔是：

y_n+1＝y_n+1/6h(k₁+k₂+k₃+k₄)，

t_n+1＝t_n+h

其中

k₁＝f(t_n,y_n)，

k₂＝f(t_n+1/2h,y_n+1/2hk₁)，

k₃＝f(t_n+1/2h,y_n+1/2hk₂)，并且

k₄＝f(t_n+h,y_n+hk₃)。

因此，下一值y_n+1是通过当前值y_n加上区间的大小与一个估算斜率的乘积来确定。该斜率是多个斜率的加权平均值：k₁是区间开始处的斜率，k₂是区间中点处的斜率，其中使用斜率k₁使用欧拉法确定点t_n+h/2处的y的值；k₃同样是中点处的斜率，但现在使用斜率k₂来确定y值；并且k₄是区间结束处的斜率，其中其y值使用k₃来确定。欧拉法是一种一阶龙格库塔法。欧拉法基本上估算出斜率并且使用这一斜率推进一小步。二阶龙格库塔法的示例包括中点法和威享法(Heun’s method)。

因此，一个反应堆芯或所关注体积(该反应堆芯的内部或外部)中的一种材料的更新后的量(例如，存量或浓度)可以通过以下方式来确定：基于该材料的先前量以及中子通量来确定该物质的该量的一个平均变化速率。这可以对反应堆芯或所关注体积中的所有材料单独或同时地进行。反过来，通过基于堆芯中的材料的量来确定一个平均通量变化速率，可以确定中子通量。

如果考虑反应堆的子体积而不是总体上的反应堆芯，则可以提高计算的准确度。例如，可以根据一个反应堆芯的一个均质模型进行总体计算——将该堆芯模拟成具有所有材料的均匀分布。更高的分辨率可以通过将堆芯表示为由许多均质栅元组成的体积来获得，其中允许每个栅元具有不同材料浓度。虽然栅元不必是均质的，但为了简化计算，均质栅元典型地是优选的。

如果分辨率足够高，那么可以非常高精度地表示堆芯。例如，可以使用多个栅元的三维几何结构，这些栅元各自具有一种限定的几何结构以及多种材料的浓度。栅元可以通过多种方式来限定，包括但不限于通过它们的边界表面(如表面方程)以及空间区域的交集和并集。输运计算典型地针对每个栅元确定反应的数量以及与每个相邻栅元的边界交叉的数量。

如图8A中所示，一个结构800可以由具有复杂形状的多个栅元形成。为简单起见，只示出两个维度(即，截面)，但应理解，栅元典型地是三维的。此外，在此非限制性示例中，位置和形状是相对均一的。例如，示例性栅元802可以是一个球体。示例性栅元804可以是排除由栅元802所限定的体积的一个较大球体。示例性栅元806可以是排除由栅元804的外球形表面包围的体积的一个立方体。可替代地，栅元802可以是向图中延伸一定距离的圆柱体，栅元804可以是由排除栅元802的体积的一个较大圆柱体所确定的体积，并且栅元806可以是排除由栅元804的外表面所限定的圆柱体内的体积的一个矩形棱柱。在任何情况下，栅元802可以包括燃料材料、中子吸收材料以及结构材料的一种组合物。栅元804可以具有燃料材料、中子吸收材料以及结构材料的一种第二组合物。栅元806可以是仅结构材料的一种第三组合物(例如，包层)。

如图8B中所示，栅元可以组合以形成更大的结构。例如，结构800可以表示一个矩形棱柱形燃料组件。结构830包括许多结构800。例如，结构830可以限定六个燃料细棒长乘以四个燃料细棒宽乘以五十个燃料细棒深的一个燃料模块。因此，甚至可以形成更大的结构。例如，如由图8C所示，示例性结构860可以表示具有十九个结构830的安排(例如，燃料模块)的一个反应堆芯，其中每个结构包括许多结构800(燃料组件)。因此，一个实际运行的反应堆或一个详细反应堆设计在空间中的特定物理位置可以由一个栅元来表示。计算可以使用表示运行过程中的一个实际反应堆的一个详细模型来进行。结果可以用于做出关于反应堆控制的决策。类似地，可以根据一个所提出的反应堆的表示来进行计算，以便测试运行程序或者以便测试所提出的燃料和中子吸收材料装载。

嬗变和输运计算可以针对每个栅元进行。对于一个复杂模型，这可能部分地由于大量栅元而导致大的计算负担。计算负担还由于每个栅元中可能存在的材料的数量而增大。在运行前，反应堆已包含大量材料(例如，各种燃料同位素、安装的中子吸收材料、结构同位素、减速剂、反射层等)。然而，在运行时，反应堆中的材料(例如，同位素)的数量由于中子俘获并且尤其是中子诱发裂变而立即显著增加。

来自一种给定同位素由具有给定能量的一个中子诱发的裂变的裂变产物的分布可以通过裂变产物产额曲线来描述。图9示出一个示例性裂变产物产额曲线900。应了解，该曲线图以具有各自质量数(A)的多种裂变产物的百分比示出总裂变产额。多于一种同位素可以具有一个给定质量数。因此，具有例如140的质量数的裂变产物落在曲线上由质量数＝140限定的点的下方。在这个示例中，通过U-235的热裂变产生的裂变产物被示出于裂变产物产额曲线900上。用于由快中子诱发的U-235的裂变的曲线将具有类似但不同的形状。中子能可以比“快”或“热”更详细地被分类。此外，用于其他裂变同位素的裂变产额曲线将具有类似但不同的形状。然而，一般而言，裂变产额曲线遵循具有两个突起“凸峰”的这种“M”形状。因此，曲线可以划分成两个部分：包括一个左峰922的左曲线部分912，以及包括一个右峰924的右曲线部分914。因此，区域902落在左峰922和左弯曲部分912下方，并且区域904落在右峰924和右曲线部分914下方。随着反应堆运行，裂变产物的水平由于裂变而趋于增大(即，由于裂变而具有一个产生率)，但由于衰变和中子俘获或“燃尽”而趋于减小(即，由于衰变和俘获而具有损失率)。嬗变计算可以用于确定或粗略估计反应堆运行过程中的这些水平。

如本文中在其他地方所论述，如控制系统720等反应堆控制系统可以确定对反应堆700的局部中子反应性的适当校正(正或负)(例如，以便使反应堆700返回至所希望的运行参数，如反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度)。为此，控制系统可以生成指示对局部中子反应性的所希望的校正的一个控制信号(例如，控制信号724)。反应堆控制系统和控制信号不限于如控制系统720和控制信号724等实施例。反应堆控制系统还可以控制其他影响中子或吸收中子的特征(如控制棒)，以便根据希望控制反应堆和/或使该反应堆停堆，这在本领域中是众所周知的。反应堆控制系统还可以生成控制信号，以便例如通过下命令改变反应堆冷却剂泵(例如，反应堆冷却剂泵22)运行和/或在反应堆系统中的各种阀位置(包括但不限于反应堆封闭物(例如，封闭物24)或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等)，来下命令改变各种流量(例如，吸热材料(例如，冷却剂)通过反应堆或该反应堆的多个部分的流量)。反应堆控制系统还可以下命令改变断路器位置(例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等)。如本领域中众所周知的，除了中子检测器(例如，用以感测中子通量以便确定反应堆功率或堆芯的一部分处的局部反应堆功率)以及流量和位置检测器(例如，文丘里型流量检测器、阀位置指示器、断路器位置指示器)之外，反应堆控制系统可以具有温度输入端(例如，从温度检测器710接收输入的控制系统720)。因此，反应堆控制系统可以响应于整体反应堆热功率和/或局部反应堆热功率来控制通过反应堆和/或该反应堆的多个部分的吸热材料(例如，冷却剂)的流量，以便控制整体温度和局部温度。反应堆控制系统还可以提供操作员指示并且接受操作员输入。因此，反应堆控制系统监控反应堆运行，可以提供一些自动控制特征(如改变流速和移动控制棒或以其他方式放置影响中子或吸收中子的材料，这些在本文中在其他地方进行了更详细描述)，显示运行参数，并且接受和执行用于手动控制动作的操作员输入。

示例计算机系统

所披露主题的一些方面和/或特征可以通过软件、固件、硬件或其组合来实现。计算可以使用查表来近似。单独部件的硬件实现方式不限于数字实现方式，并且可以是模拟电路。另外，实施例可以在至少一个通信系统中以一种集中方式来实现，或者可以用其中不同元件可以遍布在若干互连通信系统上的一种分布式方式来实现。适配用于执行在此所描述方法的任何种类的计算机系统或其他装置可能是适合的。

图10示出一个示例计算机系统1000，其中本发明的主题或其多个部分可以实现为计算机可读代码。各种实施例均是就此示例计算机系统1000进行描述。在阅读本说明书后，相关领域的技术人员将明白如何使用其他计算机系统和/或计算机架构来实现所披露的主题。

计算机系统1000包括一个或多个处理器，如处理器1004。处理器1004可以是一个专用或通用处理器。处理器1004连接到通信基础设施1006(例如，总线或网络)上。

计算机系统1000还包括一个主存储器1008，优选随机存取存储器(RAM)，并且还可以包括一个辅助存储器1010。辅助存储器1010可以包括：例如，一个硬盘驱动器1012、一个可移除存储驱动器1014、任何类型的非易失性存储器、和/或一个记忆棒。可移除存储驱动器1014可以包括：软盘驱动器、磁带驱动器、光盘驱动器、闪速存储器，或类似物。可移除存储驱动器1014以众所周知的方式读取和/或写入可移除存储单元1018。可移除存储单元1018可以包括由可移除存储驱动器1014读取和写入的软盘、磁带、光盘等。如相关领域(多个)的技术人员将了解，可移除存储单元1018包括其中存储有计算机软件和/或数据的一种计算机可用存储介质。

在替代实现方式中，辅助存储器1010可以包括用于允许计算机程序或其他指令被加载到计算机系统1000中的其他类似装置。此类装置可以包括例如一个可移除存储单元1022和一个接口1020。此类装置的示例可以包括：程序卡带式存储器和卡带式存储器接口(如在视频游戏装置中存在的)、可移除存储芯片(如EPROM或PROM)和相关联的插槽、以及允许软件和数据从可移除存储单元1022传输到计算机系统1000的其他可移除存储单元1022和接口1020。

计算机系统1000还可以包括一个通信接口1024。通信接口1024允许在计算机系统1000与外部装置之间传输软件和数据。通信接口1024可以包括调制解调器、网络接口(如以太网卡)、通信端口、PCMCIA插槽和卡，或类似物。经由通信接口1024传输的软件和数据是呈可以为电子信号、电磁信号、光信号或能够被通信接口1024接收的其他信号的形式。这些信号经由一个通信路径1026提供给通信接口1024。通信路径1026携载信号，并且可以使用电线或电缆、光纤、电话线、蜂窝电话链路、RF链路或其他通信信道来实现。

计算机系统1000还可以联接到一个反应堆控制系统1030上。反应堆控制系统1030可以直接与通信基础设施1006相接，如图中所示。反应堆控制系统也可以经由通信接口1024、或通信接口1024和通信路径1026而相接。

在本文件中，术语“计算机程序介质”和“计算机可用介质”用于总体指代如可移除存储单元1018、可移除存储单元1022、以及安装在硬盘驱动器1012中的硬盘等介质。存储在别处并且在通信路径1026上携载的信号也可以实施在此所描述的逻辑。计算机程序介质和计算机可用介质还可以是指可以为存储器半导体(例如，DRAM等)的存储器，如主存储器1008和辅助存储器1010。这些计算机程序产品是用于向计算机系统1000提供软件的装置。

计算机程序(也称为计算机控制逻辑)存储在主存储器1008和/或辅助存储器1010中。计算机程序还可以经由通信接口1024来接收。此类计算机程序在被执行时使得计算机系统1000能够实现在此所论述的本发明主题。具体而言，计算机程序在被执行时使得处理器1004能够用于执行本发明主题的过程，如由在本文中在其他地方所描述的流程图所示的方法。因此，此类计算机程序代表计算机系统1000的控制器。在所披露的主题是使用软件来实现的情况下，该软件可以存储在一种计算机程序产品中，并且可以使用可移除存储驱动器1014、接口1020、硬盘驱动器1012或通信接口1024来加载到计算机系统1000中。

本发明主题还涉及包括存储在任何计算机可用介质上的软件的计算机程序产品。计算机程序或软件在本上下文中是指意图使一种具有信息处理能力的系统直接抑或在以下过程中任一个或两者之后执行一种特定功能的一组指令的以任何语言、代码或符号表示的任何表达：a)转换成另一种语言、代码或符号；b)以一种不同材料形式再现。此类软件当在一个或多个数据处理装置中被执行时使(一个或多个)数据处理装置如在此所描述地运行。实施例采用现在或将来已知的任何计算机可用或可读介质。计算机可用介质的示例包括但不限于：主要存储装置(例如，任何类型的随机存取存储器)、辅助存储装置(例如，硬盘、软盘、CD ROM、ZIP盘、磁带、磁存储装置、光存储装置、MEMS、纳米技术存储装置等)，以及通信介质(例如，有线和无线通信网络、局域网、广域网、内联网等)。

用于映射反应堆材料的方法

既然已对核反应堆以及反应堆控制和模拟的说明性实施例进行了论述，现在将论述与其相关联的说明性方法。

以下是描绘过程的实现方式的一系列流程图。为了易于理解，流程图被组织成使得初始流程图经由整体“大局”视角呈现实现方式，并且之后接着的流程图将该“大局”流程图的替代实现方式和/或扩展呈现为建立在一个或多个较早呈现的流程图的基础上的任一子步骤抑或另外步骤。本领域的技术人员将了解，在此使用的呈现风格(例如，以呈现了总体视图的(一个或多个)流程图的呈现开始，并且之后在随后流程图中提供另外和/或进一步细节)总体上允许对各种过程实现方式的快速且容易的理解。另外，本领域的技术人员应进一步了解，在此所使用的呈现风格还非常适用于模块化设计范例。除非另外指明，否则这些方框可以按照任何顺序或同时执行。一些实施例不要求执行每个方框，不论一个或多个方框是否被明确标标注或描述成是任选的。其他实施例要求重复一个或多个方框，不论方框是否被标注或描述成是重复的。

现在参照图11，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1100。该方法1100开始于方框1105。

在方框1105，基于至少一个第一栅元中的至少一种材料的(一个或多个)量来确定该第一栅元中的通量。通量确定可以进一步基于该第一栅元中的多于一种材料的量和/或该第一栅元中的一个先前的通量。另外，通量确定可以进一步基于一个或多个其他栅元中的一种或多种材料的量。例如，通量可以通过输运计算(例如，求解中子输运方程)来确定。“通量”可以是任何通量(例如，光子、α、β等)，但典型地是中子通量。通量可以通过使用通量的平均变化速率的数值分析方法来确定。通量的平均变化速率可以是一个加权平均值(例如，如通过龙格库塔法或任何其他方法所确定)。通量可以取决于第一栅元中的一种或多种材料的(一个或多个)量。通量可以进一步取决于一个或多个另外栅元中的一种或多种材料的该(一个或多个)量。一个“量”可以是质量或数量(例如，原子的数量)，或者可以是密度/浓度(例如，每单位体积粒子的质量或数量)。一个栅元代表核反应堆中的一个物理位置或区域。反应堆可以是例如真实的或模拟的、当前正在运行的、或处于设计中的。反应堆可以是任何类型或子类型的反应堆，包括轻水反应堆、重水反应堆、压水反应堆、沸水反应堆、传播式核裂变爆燃波反应堆等。反应堆典型地由许多均质栅元表示，但也可以使用异质栅元。每个栅元可以具有与任何其他栅元相同或不同的形状或体积。材料可以是任何元素、分子、元素族、分子族、同位素、同位素族、同位素的异构体、(一种或多种)可增殖同位素、(一种或多种)裂变产物、裂变产物毒物等中的一项或多项。材料典型地是元素和元素的同位素。因此，U-235和U-238因而典型地是两种不同材料。

在方框1110，基于该第一栅元中的一种或多种材料的(一个或多个)先前量以及一个通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的该一个或多个量的(一个或多个)平均变化速率。例如，平均变化速率可以通过嬗变速率计算来确定。一种或多种材料的量的平均变化速率可以使用该量的一个平均变化速率通过数值分析方法来确定。通量的平均变化速率可以是一个加权平均值(例如，如通过龙格库塔法或任何其他方法所确定)。该量可以取决于第一栅元中的通量。一种或多种材料的平均变化速率可以单独或同时(如当通过嬗变方程耦合时)求解。

在方框1115，基于该(一个或多个)平均变化速率来确定该第一栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)更新后的量。例如，更新后的量可以通过执行嬗变计算来确定。该一种或多种材料的更新后的量可以单独或同时(如当通过嬗变方程耦合时)求解。

在方框1120，确定至少一个移动数额。移动数额可以是一种或多种材料的任何数额，如希望移入或移出一个栅元的一种材料的一定数额。在此方框中，一个或多个移动数额可以各自应用于第一栅元中的一种或多种材料。可以响应于一个或多个反应堆参数(如通量或注量、功率水平(局部或整体)、温度等)来确定移动数额。可以将一个反应堆参数与此参数的一个阈值或设定值进行比较。可以针对例如第一栅元中的一种或多种材料中的每一种合适地重复此方框。

在方框1125，使第一栅元中的该(一个或多个)更新后的量调整了该(一个或多个)移动数额。一个或多个移动数额各自应用于该第一栅元中的一种或多种材料的这些量，从而增大或减小每个受影响的量。零移动量可以用于表示没有变化。在一个实施例中，可以将一种材料移动到反应堆之外。在这种情况下，可以将方框1130至方框1145跳过。

在方框1130，基于一个第二栅元中的至少一种材料的(一个或多个)量来确定该第二栅元中的通量。如上所论述，通量确定可以进一步基于该第二栅元中的多于一种材料的量。另外，通量确定可以进一步基于一个或多个其他栅元中的一种或多种材料的量。

在方框1135，基于该第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)先前的量以及一个通量来确定该第二栅元中的该(一种或多种)材料的该(一个或多个)量的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1140，基于该第二栅元中的该(一个或多个)平均变化速率来确定该第二栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)更新后的量。

在方框1145，使第二栅元中的该(一个或多个)更新后的量调整了该(一个或多个)移动数额。

在方框1150，确定用于一个核反应堆的一个控制动作。控制动作可以是：使用任何影响中子或吸收中子的特征(如移动中子吸收材料或流体、控制棒等)改变(正或负)一个反应堆的局部中子反应性；通过下命令改变反应堆冷却剂泵运行和/或在反应堆系统中的各种阀位置(包括但不限于反应堆封闭物或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等)，来改变一种或多种不同流量(例如，吸热材料(例如，冷却剂)通过该反应堆的流量)；改变一个或多个断路器位置(例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等)；或类似动作。可以向使用者显示所确定的控制动作。在一个实施例中，此方框是任选的。

在方框1155，执行用于核反应堆的一个控制动作。这一执行可以是自动或手动的。在一个实施例中，此方框是任选的。

在方框1160，将近似该(一个或多个)移动数额的该(一种或多种)材料转移至一个反应堆中的第一栅元位置/从该反应堆中的该第一栅元位置转移出。在此方框中，将对应于该至少一种材料中的一种或多种的实际量的至少一种物质从一个位置转移出或者转移到该位置(即，从第一栅元位置转移出或者转移到该第一栅元位置)。此方框可以结合方框1155或单独执行。转移量的物质(即，近似移动数额的一种或多种相应材料)可以(但不必)与由栅元所代表的位置中的一个部件(例如，包括燃料、中子吸收材料、结构部件、或这些的任意组合的一个组件)相关联。在一个实施例(如对一个反应堆设计的模拟或评估)中，这一步骤是任选的。

该方法终止于方框1160，但可以继续到点A，如在其他图中的其他方法中所指示。

现在参照图12，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1200。该方法1200开始于方框1210。如由点A所示，方法1200可以在方法1100的后面。

在方框1210，将近似该(一个或多个)移动数额的该(一种或多种)材料从一个第二栅元转移出/转移到该第二栅元。在此方框中，将对应于该至少一种材料中的一种或多种的实际量的至少一种物质从第二位置转移出或转移至该第二位置(即，从第二栅元位置转移出或者转移到该第二栅元位置)。例如，结合方法1100的方框1160，可以将近似等于所确定的这些相应材料的一个或多个移动数额的数额的物质从第一栅元转移到第二栅元，或反之亦然。

该方法终止于方框1210。

现在参照图13，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1300。该方法1300开始于方框1305。如由点A所示，方法1300可以在方法1100的后面。说明性方法1300提供了沿着四栅元回路移动物质通过反应堆的一种示例性方法。在该回路中的每个栅元处，所移动的物质的量和类型不必是相同的。本领域的技术人员将理解，可以适当扩展或收缩四栅元回路(即，包括更少或更多栅元)。

在方框1305，将近似该(一个或多个)移动数额的(一种或多种)材料转移至一个第二栅元。例如，结合方法1100的方框1160，可以将近似等于所确定的这些相应材料的一个或多个移动数额的数额的物质从第一栅元转移到第二栅元。

在方框1310，确定(一个或多个)第二移动数额。该一个或多个第二移动数额可以用如上所描述的任何方式来计算。

在方框1315，使第二栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第二移动数额。

在方框1320，将近似该(一个或多个)第二移动数额的(一种或多种)材料从该第二栅元转移到一个第三栅元。

在方框1325，确定(一个或多个)第三移动数额。

在方框1330，使第三栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第三移动数额。

在方框1335，将近似该(一个或多个)第三移动数额的(一种或多种)材料从该第三栅元转移到一个第四栅元。

在方框1340，确定(一个或多个)第四移动数额。

在方框1345，使第四栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第四移动数额。

在方框1350，将近似该(一个或多个)第四移动数额的(一种或多种)材料从该第四栅元转移到一个第一栅元。

该方法终止于方框1350。

现在参照图14，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1400。该方法1400开始于方框1405。如由点A所示，方法1400可以在方法1100的后面。说明性方法1400尤其示出混合来自一个第一栅元和一个第三栅元的一种或多种材料的数额，并且将混合物的至少一部分转移回到该第一栅元。可以任选地发生中子通量和嬗变计算的一次或多次另外的迭代。本领域的技术人员将理解，这种说明性方法可以进行扩展或收缩，以便包括使用更少或更多栅元的各种混合方法。

在方框1405，将近似该(一个或多个)移动数额的多种材料转移至一个第二栅元。

在方框1410，确定(一个或多个)第二移动数额。

在方框1415，使第二栅元和第三栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第二移动数额。

在方框1420，将近似该(一个或多个)第二移动数额从该第二栅元转移到一个第三栅元/从该第三栅元转移到该第二栅元。

在方框1425，基于第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个更新后的通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)新的平均变化速率。

在方框1430，基于该(一个或多个)新的平均变化速率来确定该第一栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)新的更新后的量。

在方框1435，确定(一个或多个)第三移动数额。

在方框1440，使第二栅元和第一栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第三移动数额。

在方框1445，将近似该(一个或多个)第三移动数额从第二栅元转移到第一栅元。

该方法终止于方框1445。

现在参照图15，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1500。如由点A所示，方法1500可以在方法1100的后面。说明性方法1500提供了尤其将多个数额的一种或多种材料转移到用于储料的一个栅元位置(例如，储料槽或储器等)的一种示例性方法。当材料处于储料栅元位置中时，可以任选地发生中子通量和嬗变计算的一次或多次另外的迭代。材料也可以从储料栅元中转移出来(例如，转移到不是由第一栅元代表的一个位置)。本领域的技术人员将理解，这种说明性方法可以进行扩展或收缩，以便包括使用更少或更多栅元的各种储料方法。该方法1500开始于方框1505。

在方框1505，将近似该(一个或多个)移动数额的一种或多种材料转移至一个第二栅元。

在方框1510，确定(一个或多个)第二移动数额。

在方框1515，使第二栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第二移动数额。

在方框1520，将近似该(一个或多个)第二移动数额的(一种或多种)材料从第二栅元中转移出。

在方框1525，基于第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个更新后的通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)新的平均变化速率。

在方框1530，基于该(一个或多个)新的平均变化速率来确定该第一栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)新的更新后的量。

在方框1535，基于第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个通量来确定该第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1540，基于该第二栅元中的该平均变化速率来确定该第二栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)更新后的量。

在方框1545，确定(一个或多个)第三移动数额。

在方框1550，使第一栅元和第二栅元中的(一个或多个)量调整了该(一个或多个)第三移动数额。

在方框1555，将近似该(一个或多个)第三移动数额的(一种或多种)材料从该第二栅元转移到该第一栅元。

该方法终止于方框1555。

现在参照图16，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1600。说明性方法1600不同于说明性方法1110，但一些步骤可能是类似的。例如，说明性1600提供一种或多种材料的连续移动而不是离散移动的一个示例。该方法1600开始于方框1605。

在方框1605处，基于一个第一栅元中的至少一种材料的(一个或多个)量来确定该第一栅元中的通量。如上所论述，通量确定可以进一步基于该第一栅元中的多于一种材料的量。另外，通量确定可以进一步基于一个或多个其他栅元中的一种或多种材料的量。此方框类似于方框1105。

在方框1610，基于第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)先前量以及一个通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)平均变化速率。此方框类似于方框1110。

在方框1615，确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的至少一个移动速率。移动速率可以是一种或多种材料(如希望移入或移出一个栅元的数额的一种材料)的任何移动速率。在此方框中，一个或多个移动速率可以各自应用于第一栅元中的一种或多种材料。可以响应于一个或多个反应堆参数(如通量或注量、功率水平(局部或整体)、温度等)来确定移动速率。可以将一个反应堆参数与此参数的一个阈值或设定值进行比较。可以针对例如第一栅元中的一种或多种材料中的每一种合适地重复此方框。

在方框1620，基于第一栅元中该(一种或多种)材料的该(一个或多个)移动速率来调整该第一栅元中的(一个或多个)平均变化速率。例如，可以基于一个所确定的移动速率来调整(增大或减小)该第一栅元中的一种材料的平均变化速率。该调整可以针对一个单一的平均变化速率或被平均(例如，直线平均或加权平均)的多个单独变化速率做出。多于一种材料的平均变化速率可以单独或同时(如当通过嬗变方程耦合时)求解。

在方框1625，基于该(一个或多个)调整后的平均变化速率来确定第一栅元中的(一个或多个)更新后的量。在一个实施例中，可以将一种材料移动到反应堆之外。在这种情况下，可以将方框1630至方框1645跳过。

在方框1630，基于一个第二栅元中的至少一种材料的(一个或多个)量来确定该第二栅元中的通量。如上所论述，通量确定可以进一步基于该第一栅元中的多于一种材料的这些量。另外，通量确定可以进一步基于一个或多个其他栅元中的一种或多种材料的这些量。

在方框1635，基于第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)先前量以及一个通量来确定该第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1640，基于至少一种材料的(一个或多个)移动速率来确定该第二栅元中的该(一个或多个)平均变化速率。

在方框1645，基于该(一个或多个)调整后的平均变化速率来确定第二栅元中的(一个或多个)更新后的量。

在方框1650，确定用于一个核反应堆的一个控制动作。在一个实施例中，此方框是任选的。

在方框1655，执行用于核反应堆的一个控制动作。在一个实施例中，此方框是任选的。

在方框1660，以近似等于该(一种或多种)材料的该(一个或多个)移动速率的一个转移速率将(一种或多种)材料转移到第一栅元/从该第一栅元转移出。与方框1160一样，转移实际量的至少一种物质，但该转移是以等于适当移动速率的一个转移速率进行。在一个实施例(如对一个反应堆设计的模拟或评估)中，这一步骤是任选的。

该方法终止于方框1660，但可以继续到点B，如在其他图中的其他方法中所指示。

现在参照图17，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1700。该方法1700开始于方框1705。如由点B所示，方法1700可以在方法1600的后面。

在方框1705，以近似等于这些材料的该(一个或多个)移动速率的(一个或多个)转移速率将(一种或多种)材料从一个第二栅元转移出/转移到该第二栅元。在此方框中，以该(一个或多个)移动速率将对应于该至少一种材料中的一种或多种的一个实际量的至少一种物质从第二位置转移出或转移至该第二位置(即，从第二栅元位置转移出或者转移到该第二栅元位置)。例如，结合方法1600的方框1660，可以将近似等于所确定的一个或多个移动数额的这些相应材料的数额的物质以该(一个或多个)适当移动速率从第一栅元转移到第二栅元，或反之亦然。

该方法终止于方框1705。

现在参照图18，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1800。该方法1800开始于方框1805。如由点B所示，方法1800可以在方法1600的后面。说明性方法1800提供了以不同速率沿着一个四栅元回路移动物质通过反应堆的一种示例性方法。在该回路中的每个栅元处，所移动的物质的速率和类型不必是相同的。本领域的技术人员将理解，可以适当扩展或收缩四栅元回路(即，包括更少或更多栅元)。

在方框1805，以近似等于这些材料的该(一个或多个)移动速率的(一个或多个)转移速率将(一种或多种)材料转移到第二栅元。

在方框1810，确定该第二栅元中的(一种或多种)材料的一个第二(组)移动速率。

在方框1815，基于该(一种或多种)材料的第二(组)移动速率对第二栅元中的(一个或多个)平均变化速率进行进一步的(一个或多个)调整。

在方框1820，以近似该第二(组)移动速率将(一种或多种)材料从该第二栅元转移到一个第三栅元。

在方框1825，确定该第三栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)移动速率。

在方框1830，通过第二栅元的第二(组)移动速率和/或第三栅元的所确定的移动速率来调整第三栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1835，以近似第三栅元的所确定的(一个或多个)移动速率将(一种或多种)材料从该第三栅元转移到一个第四栅元。

在方框1840，确定该第四栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)移动速率。

在方框1845，通过第三栅元的所确定的移动速率(多个)和/或第四栅元的所确定的(一个或多个)移动速率来调整第四栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1850，以近似第四栅元的所确定移动速率将(一种或多种)材料从该第四栅元转移到第一栅元。

该方法终止于方框1850。

现在参照图19，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法1900。说明性方法1900尤其示出混合来自一个第一栅元和一个第三栅元的多个数额的一种或多种材料，并且将混合物的至少一部分转移回到该第一栅元。这些转移以不同速率发生。在转移过程中，可以任选地发生中子通量和嬗变计算的一次或多次另外迭代。本领域的技术人员将理解，这种说明性方法可以进行扩展或收缩，以便包括使用更少或更多栅元的各种混合方法。该方法1900开始于方框1905。如由点B所示，方法1900可以在方法1600的后面。

在方框1905，以近似等于这些材料的该(一个或多个)移动速率的(一个或多个)转移速率将(一种或多种)材料转移到第二栅元。

在方框1910，确定第二栅元的(一种或多种)材料的一个第二(组)移动速率。

在方框1915，基于该(一种或多种)材料的第二(组)移动速率对第二栅元中的(一个或多个)平均变化速率并且对一个第三栅元中的(一个或多个)平均变化速率进行进一步的(一个或多个)调整。

在方框1920，以近似该第二(组)移动速率将(一种或多种)材料从第二栅元转移到一个第三栅元/从该第三栅元转移到该第二栅元。

在方框1925，基于第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个更新后的通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)新的平均变化速率。

在方框1930，基于该(一个或多个)新的平均变化速率来确定该第一栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)新的更新后的量。

在方框1935，确定第二栅元的(一种或多种)材料的一个第三(组)移动速率。

在方框1940，使用该第三(组)移动速率来调整第一栅元和第二栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)平均变化速率。

在方框1945，以近似该第三(组)移动速率将(一种或多种)材料从第二栅元转移到第一栅元。

该方法终止于方框1945。

现在参照图20，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法2000。说明性方法2000提供了尤其以不同速率将多个数额的一种或多种材料转移到用于储料的一个栅元位置(例如，储料槽或储器等)的一种示例性方法。当正在将材料转移到储料栅元位置/从该储料栅元位置转移出时，可以任选地发生中子通量和嬗变计算的一次或多次另外迭代。材料也可以从储料栅元中转移出来(例如，转移到不是由第一栅元代表的一个位置)。该方法2000开始于方框2005。如由点B所示，方法2000可以在方法1600的后面。

在方框2005，以近似等于这些材料的该(一个或多个)移动速率的(一个或多个)转移速率将(一种或多种)材料转移到第二栅元。

在方框2010，确定用于第二栅元的(一种或多种)材料的一个第二(组)移动速率。

在方框2015，基于该(一种或多种)材料的第二(组)移动速率对第二栅元中的(一个或多个)平均变化速率进行进一步的(一个或多个)调整。

在方框2020，以近似该第二(组)移动速率将(一种或多种)材料从第二栅元中转移出。

在方框2025，基于第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个更新后的通量来确定该第一栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)新的平均变化速率。

在方框2030，基于该(一个或多个)新的平均变化速率来确定第一栅元中该(一种或多种)材料的(一个或多个)新的更新后的量。

在方框2035，基于第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)当前量以及一个通量来确定该第二栅元中的该(一种或多种)材料的(一个或多个)量的(一个或多个)新的平均变化速率。

在方框2040，确定第二栅元中的多种材料的一个第三(组)移动速率。

在方框2045，基于第二栅元中的多种材料的该第三(组)移动速率来确定第一栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)量的该(一个或多个)平均变化速率。

在方框2050，基于第二栅元中的多种材料的该第三(组)移动速率来确定该第二栅元中的(一种或多种)材料的(一个或多个)量的该(一个或多个)平均变化速率。

在方框2055，以近似该第三(组)移动速率将(一种或多种)材料从第二栅元转移到第一栅元。

该方法终止于方框2055。

现在参照图21，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法2100。如在此在其他地方所论述，中子输运方程可以使用反应堆中的一些或所有材料的截面数据。方法2100示出可以具有以下益处中的一种或多种的一种非限制性示例方法。它可以减轻计算负担，降低对跨越入射粒子能谱的每个目标粒子的每种反应的详尽截面数据的需要，和/或提高现有方法的准确性。该方法2100开始于方框2105。

在方框2105，选择一个第一栅元中的一种主体材料的相近物。主体材料是反应堆或反应堆栅元中的一种或多种材料中的可以由一种代理材料代表的一种材料。在一个实施例中，主体材料可以是裂变产物(元素、同位素和/或同位素的异构体)。主体材料关于如微观截面数据等微观性质方面可能未得到良好表征。例如，用于散射、辐射俘获、裂变等与具有不同能量的中子的反应的截面中的一些可能是未知的。另外，主体材料的信息可能是众所周知的，但由于其他原因(如减轻计算负担)，主体材料可以由将充当代理物的一种相近材料来代表。相近材料可以从多种代理材料中选择。在一个实施例中，可以从多种代理材料中选择多种相近材料，以便针对多于一种性质将主体材料表示成代理物。代理材料就相关微观截面数据而言典型地是得到良好表征的。在一个实施例中，代理材料是具有凭经验确定的微观量的实际材料(例如，同位素)。在另外一个实施例中，代理材料包括一种或多种虚构材料。虚构材料本质上是不同截面和任选其他性质的虚构值的集合。可以根据许多标准中的一条或多条来选择一种相近材料来充当主体材料的代理物。典型地，一种相近物具有微观性质以使得一定密度的该相近物将具有与现有密度的主体材料类似的宏观性质。因此，可以基于主体材料的微观性质与每种相近物的微观性质的对比来选择一种相近物来充当主体材料的一种代理物。微观性质可以被近似成具有关于入射粒子(例如，中子)能量的一个或多个离散值，或者可以作为入射粒子能量的一个函数来评估。在一个实施例中，一种或多种相近物的选择局限于从同样是一种或多种裂变材料的裂变的裂变产物的一种或多种代理材料中选择。裂变产物可以进一步局限于由中子和/或具有某些能量水平的中子诱导的裂变。在进一步限制选择的一个实施例中，潜在相近物可以从与主体材料在一条裂变产额曲线的相同“凸峰”(例如，图9中所示的裂变产额曲线900的左侧曲线部分912或右侧曲线部分914)下的多种代理材料中选择。在一个实施例中，潜在主体材料的数量大于代理材料的数量。例如，已知的裂变产物同位素数以千计。在另外一个实施例中，代理材料的数量局限于一个相对小的数量(例如，在100、50、30或20种以下)。在一个实施例中，代理材料的数量局限于12。在一个实施例中，此方框由下面描述的示例性方法2200执行。

在方框2110，确定一种或多种所选相近物的代用量。如上所论述，一种相近物可能具有微观性质以使得一定密度的该相近物将具有与现有密度的主体材料类似的宏观性质。代用量是将用于表示给定浓度下的主体材料的相近物的量或密度(例如，浓度)。与微观性质一样，宏观性质可以近似成一个或多个离散值或者入射粒子能量的一个函数。

在方框2115，针对第一栅元中的多种主体材料中的每一种重复方框2105和方框2110。在此方框中，选择一种或多种相近物来充当用于该多种主体材料(这些材料可能会或可能不会构成栅元中的所有材料)中的每一种的(一种或多种)代理物。一种给定代理材料可以被选择为多于一种主体材料的相近物。其他代理材料可能不会被选为任何主体材料的相近物。针对每种主体材料来确定每种为其相近物的代理物的代用量。

在方框2120，确定用于每种代理材料的总计代用量。在此方框中，基于每种代理物的每种相近物的代用量来确定该代理材料的总代用量。例如，假设一种代理材料被选为三种不同主体材料的相近物。在执行前面这些方框之后，该代理物可以具有三个代用量(每种主体材料一个)。在此方框中，基于该三个代用量来确定一个总计代用量(例如，通过对它们求和)。

在方框2125，基于第一栅元中的每种代理材料的总计代用量来确定该第一栅元中的一个通量。如在此在其他地方所描述，例如，通量可以通过输运计算来确定(例如，求解中子输运方程来确定中子通量)，并且可以进一步基于一个或多个其他栅元中的每种代理材料的总计代用量。通量可以通过一个或多个离散值来近似，或者可以是一个连续函数，由此描述一个通量谱。通量可以是空间和/或能量相关的。通量可以通过数值分析方法(包括蒙特卡罗法)来确定。通量的平均变化速率可以是一个加权平均值(例如，如通过龙格库塔法或任何其他方法所确定)。通量可以依赖于第一栅元中的一种或多种材料中的每一种的量。代替于使用栅元中的每种材料的实际量(例如，浓度)，计算替代地使用每种代理材料的总计代用量。因此，通过具有多种代用浓度的多种代理物，在通量确定(例如，中子输运计算)中将主体材料的截面数据和浓度计算在内。在其中代理物的数量相对较小的实施例中，可以显著减轻计算负担。

在框2130，基于第一栅元中的这些材料的先前量以及通量(例如，所估算的平均通量)来确定一种或多种材料(主体或代理)的一个更新后的量。该一种或多种材料可以是栅元中的材料的一个子集。例如，更新后的量可以通过嬗变计算来确定，该嬗变计算可以考虑到产生率(例如，基于反应速率，如裂变速率)和衰减速率(例如，使用衰减常数)。该一种或多种材料的更新后的量可以单独或同时(如当通过嬗变方程耦合时)求解。计算可以包括基于一个指定时间长度计算更新后的量。

在方框2135，确定用于一个核反应堆的一个控制动作。如上所描述，控制动作可以是：使用任何影响中子或吸收中子的特征(如移动中子吸收材料或流体、控制棒等)改变(正或负)一个反应堆的局部中子反应性；由于包括但不限于局部化或整体反应堆功率的任何原因，通过下命令改变反应堆冷却剂泵运行和/或在反应堆系统中的各种阀位置(包括但不限于反应堆封闭物或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等)，来改变一种或多种不同流速(例如，吸热材料(例如，冷却剂)通过该反应堆或该反应堆的多个部分的流量)；改变一个或多个断路器位置(例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等)；或类似动作。基于在此的教授内容，对于本领域的技术人员将明白其他控制动作。可以向使用者显示所确定的控制动作。

在方框2140，执行用于核反应堆的一个控制动作。如上所描述，这一执行可以是自动或手动的。

该方法终止于方框2140。

现在参照图22，提供了用于模拟和/或控制一个核反应堆的一种说明性方法2200。在一个实施例中，方法2200用于执行上面的方框2105。该方法2200开始于方框2205。

在框2205，识别多种潜在相近物。继续描述方框2205，潜在相近物可能局限于以下材料，这些材料是或许通过具有一定能量的入射粒子诱导的某些同位素的裂变产物。在一个实施例中，一种给定主体材料的潜在相近物可能局限于与该主体材料处于一条或多条裂变产额曲线的相同“凸峰”下的裂变产物。所关注裂变产额曲线可以是例如一种特定裂变材料的裂变反应的曲线或入射粒子能量与裂变材料的任意组合下的多种裂变反应的曲线。潜在相近物还可以局限于被表征至适合作为代理材料所必需的程度的材料。在一个实施例中，用于一种给定主体材料的多种潜在相近物是通过识别所具有的原子质量数(A)与该主体材料的原子质量数“最相似”的一定数量的(例如，三种)代理材料来选择的。“最相似”判断可以限制于具有较大(或较小)原子质量数的代理材料。另外，“最相似”判断可能会被迫采用至少一种较小和一种较大(在原子质量数方面)的代理材料。在一些实施例中，可能排除具有零或接近零的微观截面的潜在相近物。

在方框2210，从多种潜在相近物中选择一种相近物。一旦识别出多种潜在相近物，便可以从该多种潜在相近物中选择一种或多种相近物。在一个实施例中，相近物可以通过比较如截面等一种或多种微观性质来选择。因此，选择相近物所需的比较的次数受在方框2205中被确定为潜在相近物的材料的数量限制。

该方法终止于方框2210。在一个实施例中，潜在相近物可以通过比较如截面等一种或多种微观性质来识别。在一些实施例中，可能排除具有零或接近零的微观截面的潜在相近物。

增强型中子学建模

既然已论述了核反应堆以及反应堆控制和模拟的说明性实施例(包括核反应堆中的材料的移动和映射)，现在将对与增强型中子学建模相关联的说明性系统和方法进行论述。

存在用于核反应堆性能的模拟和建模的多种多样的常规代码。快反应堆截面处理代码包括例如ETOE-2、MC2-2、SDX。扩散与输运理论代码包括例如DIF3D、DIF3DK、VARIANT以及VIM。燃料循环/消耗代码包括例如REBUS-3、RCT以及ORIGEN-RA。微扰理论代码包括例如VARI3D。热工水力代码包括例如SE2-ANL(SUPERENERGY2)。反应堆动力学和安全性分析代码包括例如SAS4A、SASSYS-1以及SAS-DIF3DK。监视和诊断代码包括例如MSET和PRODIAG。随机的、基于蒙特卡罗的中子学建模代码包括例如KENO、MONK以及各种版本的MCNP。

下面描述的实施例中的增强型中子学建模允许创建、维护以及存储以下标准化数据集，该标准化数据集描述一个核反应堆在由操作员建立的输入条件下的状态。反应堆的状态被存储为一个抽象核反应堆模型(ANRM)。无论增强型中子学建模方案所采用的具体模拟方式如何，均可以创建和维护抽象核反应堆模型。维护一个抽象核反应堆模型允许超过常规的和典型专有的中子学建模方案的许多改进。

例如，反映核反应堆的状态的标准化数据允许以程序员、建模师以及反应堆操作员可理解的格式容易地获得信息。重要的是，维护用标准化数据集表征的抽象核反应堆模型还允许将数据转换成在其他不同的中子学建模方案中可用的各种数据结构以用于验证的能力。实现跨多种建模程序的中子学模拟结果的简单验证大大提高了可靠性——例如，在试图获得用于一个数十亿美元的核反应堆项目的资金时，可靠性是一个重要特征。常规分析典型地不允许来自一个特定建模程序的原始输入数据容易地用于另一建模程序。由于缺乏一种标准化数据格式，此类验证分析之前一直受到阻碍。

如所阐明，当前存在用于核反应堆模拟和建模的各种各样的代码。已知的代码形成多种、后续的、专有的版本的基础也并不少见。结果是大量的核反应堆模拟和建模程序。它们往往是专有的，并且它们具有很少或没有已知的互运行性和标准化。另外，常规建模程序的前端(即，通过其来描述和生成模拟输入条件的手段)典型地是繁琐的，并且只在最有经验的用户的能力范围内。更进一步，要求使用不同程序得到基本上类似的结果的核反应堆模拟的验证是昂贵的、耗时的、并且(在最坏的情况下)不可靠的。在数十亿美元的投资悬而未决的情况下，这可能是不可接受的。因此，需要能够创建可以在创建和维护一个抽象核反应堆模型中使用的标准化数据集的一种建模接口。将对支持确定性型建模的一种新颖的模拟和建模接口进行描述。

一种确定性建模接口

一种示例性增强型中子学建模方案采用用于确定性中子学建模的一个建模接口。如上面所指出，一种示例性确定性建模程序是REBUS-3。REBUS-3是设计用于对反应堆燃料循环进行分析的一种代码系统。两种基本类型的问题典型地通过REBUS-3得到解决：1)在一种固定燃料管理方案下运行的核反应堆的无限时间，或平衡、条件；或，2)一个反应堆在一个指定周期性或非周期性的燃料管理程序下的显式逐周期，或非平衡运行。对于平衡型问题，该代码使用指定外部燃料供应来装载反应堆。任选地，再处理可以包括在外部燃料循环的规范中，并且排出的燃料可以再循环回到反应堆中。对于非平衡情况，反应堆芯的初始组合物可以是明确指定的，或者堆芯可以从外部供给被装载，并且与平衡问题一样，排出的燃料可以再循环回到反应堆中。

描述了一种新颖建模接口，该建模接口分析接收到的反应堆建模数据和核反应堆模拟数据以创建和维护一个抽象核反应堆模型(ANRM)。

通过图解的方式，图23示出了一个核反应堆建模系统2300，该核反应堆建模系统2300包括一个建模接口2310、核反应堆建模数据2320、模拟数据2340、以及一个数据库2360。建模数据2320进一步包括多个数据类型2330-1至2330-n。例如，建模数据2320可以包括核反应堆材料数据2330-1、核反应堆模型的一部分的几何数据2330-2或核反应堆性能数据2330-n或其某部分。

在一个实施例中，核反应堆材料数据2330-1可以包括燃料数据、结构数据、屏蔽层数据、冷却剂数据、同位素数据、减速剂数据、以及循环装载数据。在一个实施例中，核反应堆性能数据2330-n可以与以下各项有关：处于模拟下的核反应堆的所有或一部分的燃料栅元膨胀、燃料消耗、裂变产物移除、冷却剂排出以及裂变气体移除。

模拟数据2340由一个或多个模拟器2350-1至2350-n生成。例如，这些模拟器可以包括一个中子学模拟器2350-1、一个燃料燃烧模拟器2350-2、或一个热工水力模拟器2350-n。模拟数据2340还可以由一个材料性能模拟器、一个热模拟器或一个原子学模拟器生成。在一个实施例中，中子学模拟器2350-1是一种随机模拟工具。在另外一个实施例中，该随机模拟工具是基于一种蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)模拟工具。在一个实施例中，中子学模拟器2350-1还可以是一种确定性模拟工具。例如，该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。在一个实施例中，中子学模拟器2350-1与燃料燃烧模拟器2350-2交互，以迭代地产生时间相关的核反应堆模拟数据。

建模接口2310接收建模数据2320作为输入，将该建模数据2320发送到任何数量的模拟器2350-1至2350-n，并且接收输出模拟数据2340。在一个实施例中，建模接口2310通过分析建模数据2320和模拟数据2340两者来建立一个抽象核反应堆模型(ANRM)2362。在一个实施例中，模拟数据2340可以包括由模拟器2350-1至2350-n添加以确定ANRM2362的另外状态的嵌入式元数据。ANRM2362由多个均匀化的组件构成，这些组件由多个轴向区块构成，如将进一步详细论述。ANRM2362存储在数据库2360中以用于由用户或者进行后续分析或者进行查看。在一个实施例中，建模接口2310使表示ANRM2362的数据标准化，从而在一个面向对象程序环境中限定足以描述ANRM2362的某种状态的结构、行为或创建模式，如将进一步详细论述。在一个实施例中，一旦已经创建ANRM2362，建模接口2310便可以运行后续循环、执行安全系数生成、运行其他耦合的物理代码(如热工水力或燃料性能)和/或产生简要概述。

如前面所提及，建模接口2310使用一种面向对象编程环境来基于所输入数据建立ANRM2362。在一个示例中，面向对象程序包括数据结构或类，其中类的每个实例是一个对象。可以调用各种函数对每个对象进行检索、修改或添加数据。常用的面向对象程序的示例包括C++、Python以及Java。

通过图解的方式，图24A示出了建模接口2410的基本类结构2400。类结构2400包括：一个主运算符2410、一个核反应堆数据结构2420、由多个单独组件结构2440组成的一个组件水平2430、以及由多个单独区块结构2460组成的一个区块水平2450。参照图24B，在一个实施例中，每个区块结构2460几何地安排在一个组件结构2440内。在一个实施例中，每个区块结构2460包括一个或多个材料变量。例如，材料变量可以包括密度、通量、功率、温度以及流量。参照图24C，在一个实施例中，一个单区块结构2460可以包括其中可以存储多个材料变量的多个位置2470。

主操作符2410读取所有输入并建立ANRM2362，ANRM2362是处于某种状态的核反应堆数据结构2420。在一个实施例中，主操作符2410可以通过添加用于确定ANRM2362的一个第一或另外状态的元数据来修改输入。在一个实施例中，主操作符2410进一步控制并处理典型的多循环耦合模拟、燃料性能查找、历史跟踪、汇总制作、燃料管理、数据库交互与重启。

核反应堆数据结构2420包含反应堆在任何给定时间时的状态。核反应堆数据结构2420包括例如一个或多个组件结构2440。关于反应堆在任何时间时的状态的数据可以存储在数据库2360中。在一个实施例中，核反应堆数据结构2420可以进一步包括一个废燃料池结构(未示出)。在一个实施例中，核反应堆数据结构2420可以进一步包括一个燃料装卸机结构(未示出)。

一个组件结构2440包括一个或多个区块结构2460。一个组件结构2440的历史在ANRM2362的建立结束时产生。历史汇总可以具有拉格朗日性质：贯穿一个特定组件的路径，跟随该特定组件。在一个实施例中，一个组件结构2440可以表现得像一个列表并且是可以迭代或索引的。

一个区块结构2460包含大部分的模拟数据和材料变量。区块结构2460以及该区块结构2460内的每个位置2470的历史在ANRM2362的建立结束时产生。区块结构2460的历史汇总也可以具有拉格朗日性质，而该区块结构2460内的位置2470的历史汇总可以具有欧拉性质：在多个组件通过一个特定空间位置时集中于该特定空间位置上。

现在参照图25，显示了有待作为输入建模数据2320由建模接口2310接收的一个文件2500的一个示例。在一个实施例中，该文件包含每个组件的几何描述和位置，并且指定对应于核素水平装载标记的这些组件的组成标记。例如，文件2500示出了包括三个示例性组件P0001、E0002以及E0003的一个反应堆2510。每个组件被示出为进一步包括用于组件内的每个区块的示例性组成和几何数据。在一个实施例中，该文件以一种XML格式写成。其他文本数据格式可以用于输入建模数据，例如，XHTML、RSS、Atom以及KML。

现在参照图26，显示了用于向建模接口2310输入建模数据2320的一个输入图形用户界面(GUI)2600的一个示例。在一个实施例中，输入GUI2600进一步允许用户选择使用哪些模拟器和用于每次模拟的参数。在一个实施例中，输入GUI2600包括允许用户输入各种参数的多个标签。例如，这些标签可以包括一个模拟参数标签2610、一个反应堆参数标签2620、一个安全计算标签2630、一个REBUS设定标签2640、一个MCNP标签2650、一个燃料管理标签2670、以及一个用于其他设定的标签2660。在一个示例中，燃料管理标签2670可以包括关于如何在每次循环时在周围移动和组织燃料棒的参数字段。设计用于创建ANRM2362的一项新作业可以从例示的输入GUI2600执行。

构成建模接口2310的整体的代码可以划分成多个功能子组。例如，这些子组可以包括组件、模块以及外部代码接口。以下表1显示包括在建模接口2310的代码中的示例性组件中的至少一些的一个列表。在一个实施例中，这些组件包含包括区块结构2660和组件结构2640的基本ANRM2362。建模接口代码块包含在这些部件中。

表1：建模接口部件的示例性列表

以下表2显示一个表，其中示例性模块中的至少一些的一个列表包含在建模接口代码中。在一个实施例中，这些模块包含使用内部代码向建模接口2310添加物理条件的代码。在一个示例中，热模块向已经具有功率和通量的一个模型添加温度和流速。在另一示例中，安全系数生成器模块以产生反应性系数的方式运行建模接口。

表2：建模接口模块的示例性列表

以下表3显示了包含在建模接口代码中的示例性外部代码接口中的至少一些的一个列表。在一个实施例中，这些外部代码接口是建模接口2310与模拟器2350-1至2350-n之间的链路。模拟器程序的示例包括但不限于，REBUS、SASSYS、SUPERENERGY以及FEAST。在一个实施例中，这些外部代码接口可以由主操作符2610调用。

表3：建模接口外部代码接口的示例性列表

现在参照图27，显示了用于存储在数据库2360中的ANRM2362的当前状态的多维可视化的一个输出GUI2700的一个示例。在一个实施例中，示例性GUI2700可以用于以一种可探索的方式从存储在数据库2360中的任何区块结构2660中读取材料变量。在一个实施例中，示例性GUI可以用于通过修改/接收建模数据2320或者指导对该建模数据2320和该模拟数据2340的分析来与抽象核反应堆模型进行实时交互。例如，显示了一个区块水平视图2710，借此用户可以获得来自区块结构2660内的每个位置2720的数据。应了解，可以同时查看ANRM2362内的多于一种水平，如由图27中所描绘的多视图窗口所例示。

现在参照图28，提供了用于维护一个抽象数据模型并且使其标准化的一种说明性方法2800。该方法2800开始于方框2810。

在方框2810，接收表示一个系统的一个第一部分的建模数据。例如，该建模数据可以包括核反应堆材料数据、核反应堆模型的一部分的几何数据或核反应堆性能数据或其某部分，如上面所充分描述。在一个示例中，建模数据可以通过一个文件接收。该示例性文件可以包含每个组件的几何描述和位置，并且指定对应于核素水平装载标记的这些组件的组成标记，如上面所充分描述。在一个实施例中，每个组件可以被示出为进一步包括用于组件内的每个区块的示例性组合和几何数据。

在多个实施例中，该文件可以用一种XML格式写成。如先前所指出，其他文本数据格式可以用于输入模拟数据，例如，XHTML、RSS、Atom以及KML。在另一示例中，建模数据可以通过一个GUI接收。在一个实施例中，该GUI可以包括允许用户输入各种参数的多个标签。

在方框2820，接收来自能够根据一个第一模拟参数集来模拟该系统的一个第一部分的一个模拟器的模拟数据。如上所述，模拟器的示例可以包括中子学模拟器、燃料燃烧模拟器、热工水力模拟器、材料性能模拟器、热模拟器或原子学模拟器。

在方框2830，对建模数据和模拟数据进行分析。在一个实施例中，该分析由建模接口执行。在方框2840，生成表示系统的一个第二部分的中间数据。在一个实施例中，该中间数据是由建模接口生成。在一个实施例中，该中间数据表示通过对由建模接口收集的建模数据和模拟数据进行分析所确定的核反应堆的状态。

在方框2850，维护表示某一系统状态并且由建模数据、模拟数据以及中间数据表征的一个抽象数据模型。在一个实施例中，该抽象数据模型存储在如先前所论述、进一步包括组件结构和区块结构的一个核反应堆数据结构中。

在方框2860，使表示该系统状态的数据标准化。在一个实施例中，标准化数据包含足以描述抽象数据模型的某种状态的在一个面向对象编程环境中定义的结构、行为或创建模式。在方框2870，将数据导出到一个数据库中。在一个实施例中，一旦已经将数据导出到数据库中，便可以维护该数据以用于后续系统分析。在一个示例中，该后续系统分析可以包括运行后续循环、执行安全系数生成、运行其他耦合的物理代码(如热工水力或燃料性能)和/或产生简要概述。在另一实施例中，数据可以由用户查看，如先前所论述。

现在参照图29，提供了用于控制一个核裂变反应堆的一种说明性方法2900。应了解，通过该方法2900控制的核裂变反应堆根据希望可以是任何核裂变反应堆，如但不限于上面所描述的这些说明性核裂变反应堆中的任何一个。

另外参照图10，还应了解，该方法2900可以合适地实现为在一个合适的计算机(如计算机系统1000)上执行的计算机可读代码。在此实施例中，该计算机系统1000联接到反应堆控制系统1030。如上所论述，根据特定应用所需，该反应堆控制系统1030可以如图中所示地直接与通信基础设施1006相接，或者该反应堆控制系统1030也可以经由通信接口1024或通信接口1024和通信路径1026而相接。上面论述了该反应堆控制系统1030的细节，并且不必为了理解而进行重复。

该方法2900开始于方框2910。在方框2910，接收表示一个系统的一个第一部分的建模数据。例如，该建模数据可以包括核反应堆材料数据、核反应堆模型的一部分的几何数据或核反应堆性能数据或其某部分，如上面所充分描述。在一个示例中，建模数据可以通过一个文件接收。该示例性文件可以包含每个组件的几何描述和位置，并且指定对应于核素水平装载标记的这些组件的组成标记，如上面所充分描述。在一个实施例中，每个组件可以被示出为进一步包括用于组件内的每个区块的示例性组合和几何数据。

在方框2920，接收来自能够根据一个第一模拟参数集来模拟该系统的一个第一部分的一个模拟器的模拟数据。如上所述，模拟器的示例可以包括中子学模拟器、燃料燃烧模拟器、热工水力模拟器、材料性能模拟器、热模拟器或原子学模拟器。

在方框2930，对建模数据和模拟数据进行分析。在一个实施例中，该分析由建模接口执行。在方框2940，生成表示系统的一个第二部分的中间数据。在一个实施例中，该中间数据是由建模接口生成。在一个实施例中，该中间数据表示通过对由建模接口收集的建模数据和模拟数据进行分析所确定的核反应堆的状态。

在方框2950，维护表示某一系统状态并且由建模数据、模拟数据以及中间数据表征的一个抽象数据模型。在一个实施例中，该抽象数据模型存储在如先前所论述、进一步包括组件结构和区块结构的一个核反应堆数据结构中。

在方框2960，使表示该系统状态的数据标准化。在一个实施例中，标准化数据包含足以描述抽象数据模型的某种状态的在一个面向对象编程环境中定义的结构、行为或创建模式。在方框2970，将数据导出到一个数据库中。在一个实施例中，一旦已经将数据导出到数据库中，便可以维护该数据以用于后续系统分析。在一个示例中，该后续系统分析可以包括运行后续循环、执行安全系数生成、运行其他耦合的物理代码(如热工水力或燃料性能)和/或产生简要概述。在另一实施例中，数据可以由用户查看，如先前所论述。

在方框2980，向反应堆控制系统(如反应堆控制系统1030)提供数据。例如，如上所述，在一个实施例中，根据特定应用所希望的，反应堆控制系统1030可以如图10中所示地经由通信基础设施1006直接与计算机系统1000相接，或者该反应堆控制系统1030也可以经由通信接口1024或通信接口1024和通信路径1026而相接。应了解，无论反应堆控制系统1030与计算机系统1000之间的相接如何实现，结果都是从数据库2360(图23)向该反应堆控制系统1030提供标准化数据。

该反应堆控制系统1030可以使用所提供的数据来根据以标准化数据描述的反应堆的系统状态以及受控核裂变反应堆(未示出)的实际状态、按希望控制受控核裂变反应堆(未示出)的参数。

例如，在一个实施例中，该反应堆控制系统1030可以被实现为控制系统720(图7A)，并且可以响应于所提供的数据来确定对受控核裂变反应堆的局部中子反应性的适当校正(正或负)(例如，以便使该受控核裂变反应堆返回到所希望的运行参数，如在反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度)。为此，该反应堆控制系统1030可以生成指示对局部中子反应性的所希望的校正的一个控制信号(例如，控制信号724)。

在另一实施例中，该反应堆控制系统1030还可以响应于所提供的数据来控制其他影响中子或吸收中子的特征，如控制棒和/或安全棒，以便根据希望控制和/或关闭受控核裂变反应堆。

在另一实施例中，响应于所提供的数据，该反应堆控制系统1030还可以生成控制信号，以便通过下命令改变反应堆冷却剂泵运行和/或在反应堆系统中的各种阀位置(包括但不限于反应堆封闭物或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等)，来下命令改变各种流量，例如，通过反应堆或受控核裂变反应堆的多个部分的吸热材料(例如，冷却剂)的流量。在一个实施例中，该反应堆控制系统1030还可以下命令改变断路器位置(例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等)。

在一些实施例中，除了中子检测器(例如，用以感测中子通量以便确定反应堆功率或堆芯的一部分处的局部反应堆功率)以及流量和位置检测器(例如，文丘里型流量检测器、阀位置指示器、断路器位置指示器)之外，该反应堆控制系统1030可以具有温度输入端(例如，从温度检测器710接收输入的控制系统720)。在此类实施例中，响应于所提供的数据，该反应堆控制系统1030可以响应于整体反应堆热功率和/或局部反应堆热功率来控制通过反应堆和/或该反应堆的多个部分的吸热材料(例如，冷却剂)的流量，以便控制整体温度和局部温度。

在一些实施例中，该反应堆控制系统1030还可以提供操作员指示并且接受操作员输入。在此类实施例中，该反应堆控制系统1030接收所提供的数据，监控反应堆运行，可以提供一些自动控制特征(如改变流速和移动控制棒或以其他方式放置影响中子或吸收中子的材料，这些在本文中在其他地方进行了更详细描述)，显示运行参数，接受并执行用于手动控制动作的操作员输入，和/或基于来自受控核裂变反应堆的运行数据以及从计算机系统1000接收的数据，向操作员提供指示多种动作(或者自动实施或者推荐用于由操作员手动执行)的信息。

结论

关于实质上任何复数和/或单数术语在此的使用，本领域的普通技术人员可以在对环境和/或应用适当时将复数转变成单数和/或将单数转变成复数。为了清晰起见，各种单数/复数的转换在此并没有清晰地阐述。

虽然已经示出并且说明了在此所描述的本发明的主题的多个具体方面，但本领域的普通技术人员应清楚，基于在此的教授内容，在不背离在此描述的主题和它的更广泛方面的情况下，可以进行更改和改变，并且因此所附权利要求书将在其范围内涵盖所有此类更改和改变，就如同处于在此处描述的主题的真正精神和范围内一般。此外，应理解，所要求保护的主题由所附权利要求书限定。本领域的普通技术人员将明白，一般来说，在此且尤其在所附权利要求书(例如，所附权利要求书的主体)中使用的术语总体上意图作为“开放式”术语(例如术语“包括”应该被理解为“包括但是不限于”，术语“具有”应该被理解为“至少具有”等等)。本领域的普通技术人员另外将认识到的是，如果意指特定数目的一种所引入的权利要求陈述，那么将在该权利要求中明确陈述这种意图，并且在无这类陈述的存在下，不呈现这种意图。例如，为了帮助理解，以下所附权利要求书可能含有引入性短语“至少一个”和“一个或多个”来引入权利要求陈述。然而，这些短语的使用不应当解释为暗示权利要求的陈述通过不定冠词“一个”或“一种”的引入，限制任意具体权利要求包含这样引入的权利要求陈述的权利要求，只包含一个这样的陈述，甚至当相同的权利要求包含该引导短语“一个或多个”，或“至少一个”时，而用不定冠词“一个”或“一种”(例如，“一个”和/或“一种”应该代表性地解释为“一个或多个”，或“至少一个”)；这同样有效于定冠词“该”用于引入权利要求的陈述。另外，即使明确地陈述一个所引入的权利要求陈述的特定数目，本领域的普通技术人员将会认识到此陈述也典型地应当解释为意味着至少该陈述的数目(例如，没有其他修饰语的“两个陈述，”典型地意味着至少两个陈述，或者两个或更多个陈述)。此外，在使用类似于“A、B和C中的至少一项等等”的惯例的情况下，通常，这种构造旨在本领域的普通技术人员应当理解该惯例的意义上(例如，“一个系统具有A、B和C中的至少一项”将包括但是不限于系统单独具有A、单独具有B、单独具有C、A与B一起、A与C一起、B与C一起和/或A、B和C三者一起，等等)。在使用类似于“A、B或C中的至少一项等等”的惯例的情况中，通常，这种构造旨在本领域的普通技术人员应当理解该惯例的意义上(例如，“一个系统具有A、B或C中的至少一项”将包括但是不限于系统单独具有A、单独具有B、单独具有C、A与B一起、A与C一起、B与C一起和/或A、B和C三者一起，等等)。本领域的普通技术人员将进一步理解的是无论是在说明书、权利要求书还是附图中，呈现两个或更多个替代性术语的几乎任何分隔性词语和/或短语都应当理解为考虑到了包括这些术语中的一者、这些术语中的任一者或这两个术语的可能性。例如，短语“A或B”应理解为包括“A”或“B”或“A和B”的可能性。关于所附权利要求书，本领域的普通技术人员将了解，其中所陈述的操作一般可以按照任何顺序执行。这样交替顺序的示例可以包括重叠、交叉、中断、重排、增量、预备、补充、同时、逆向或其他不同的顺序，除非上下文另行规定。关于上下文，即使是“对应于，”“关于，”或者其他过去式形容词通常不是为了排除这样的变化，除非上下文另有暗示。

在此所描述的主题有时说明的是不同的其他组件内含有的不同组件或与不同的其他组件连接的不同组件。将认识到的是，这样描述的架构仅仅是示例性的，并且事实上很多其他的架构也可以被实施以实现相同的功能性。在概念性意义上，任意能实现相同功能性的组件的安排都是有效地“相关联的”，使得所希望的功能性得以实现。因此，在此被组合来实现特定功能性的任意两个组件都可以被视为彼此“相关联”，使得所希望的功能性得以实现，而与架构或内部组件无关。同样，如此相关联的任意两个组件也可以被视为彼此“可操作地连接”、“操作性地联接”或“可操作地联接”来实现所希望得到的功能，并且任意可以如此相关联的两个组件也可以被视为彼此是“可操作地可联接的”来实现所希望得到的功能。可操作地可耦接的具体示例包括但不限于在物理上可配合和/或在物理上交互的组件，和/或可无线地交互和/或无线地交互的组件，和/或逻辑地交互和/或可逻辑地交互的组件。

虽然在此已披露不同方面和实施例，但本领域的普通技术人员将明了其他方面和实施例。在此披露的不同方面以及实施例是为了说明的目的，而且不意图进行限制，其中真实的范围以及精神是由权利要求书指示的。

在此所描述的主题的各方面在以下编号的条款中陈述：

1.核反应堆建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型；并且

使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续分析。

2.如条款1所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

3.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括燃料数据。

4.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括结构数据。

5.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括屏蔽层数据。

6.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括冷却剂数据。

7.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括同位素数据。

8.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括减速剂数据。

9.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括循环装载数据。

10.如条款1所述的接口，其中该建模数据是从一个文件接收的。

11.如条款1所述的接口，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

12.如条款1所述的接口，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

13.如条款1所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆性能数据的一部分。

14.如条款13所述的接口，其中该性能数据涉及燃料栅元膨胀。

15.如条款13所述的接口，其中该性能数据涉及燃料消耗。

16.如条款13所述的接口，其中该性能数据涉及裂变产物移除。

17.如条款13所述的接口，其中该性能数据涉及冷却剂排出。

18.如条款13所述的接口，其中该性能数据涉及裂变气体移除。

19.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：从一个中子学模拟器接收该模拟数据。

20.如条款19所述的接口，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

21.如条款20所述的接口，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

22.如条款19所述的接口，其中该中子学模拟器是确定性模拟工具。

23.如条款22所述的接口，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

24.如条款19所述的接口，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

25.如条款24所述的接口，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

26.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：从一个热工水力模拟器接收该模拟数据的一部分。

27.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：从一个材料性能模拟器接收该核反应堆模拟数据的一部分。

28.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：在一个面向对象编程环境中确定并维护该抽象核反应堆模型。

29.如条款28所述的接口，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

30.如条款29所述的接口，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

31.如条款30所述的接口，其中该一个或多个组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

32.如条款31所述的接口，其中该区块结构包括一个或多个材料变量，包括密度、通量以及功率。

33.如条款1所述的接口，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

34.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：经由一个图形用户接口(GUI)接收该核反应堆建模数据的步骤。

35.如条款34所述的接口，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多种模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

36.如条款1所述的接口，该方法进一步包括：使用一个图形用户接口(GUI)查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态的步骤。

37.如条款36所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

38.如条款36所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导对该建模数据和该模拟数据的该分析而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

39.一种核反应堆建模系统，包括：

一个建模接口，该建模接口被配置成用于：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库；

一个模拟器，该模拟器联接到该建模接口上，并且被配置成用于生成用于该建模接口的该模拟数据；以及

一个数据库，该数据库联接到该建模接口上，并且被配置成用于接收该标准化数据，借此维护该标准化数据以用于后续分析。

40.如条款39所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

41.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括燃料数据。

42.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括结构数据。

43.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括屏蔽层数据。

44.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括冷却剂数据。

45.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括同位素数据。

46.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括减速剂数据。

47.如条款40所述的系统，其中该材料数据包括循环装载数据。

48.如条款39所述的系统，其中该建模数据是从一个文件接收的。

49.如条款39所述的系统，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

50.如条款39所述的系统，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

51.如条款39所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆性能数据。

52.如条款51所述的系统，其中该性能数据涉及燃料栅元膨胀。

53.如条款51所述的系统，其中该性能数据涉及燃料消耗。

54.如条款51所述的系统，其中该性能数据涉及裂变产物移除。

55.如条款51所述的系统，其中该性能数据涉及冷却剂排出。

56.如条款51所述的系统，其中该性能数据涉及裂变气体移除。

57.如条款39所述的系统，其中该模拟器是一个中子学模拟器。

58.如条款57所述的系统，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

59.如条款58所述的系统，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

60.如条款57所述的系统，其中该中子学模拟器是一种确定性模拟工具。

61.如条款60所述的系统，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

62.如条款57所述的系统，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

63.如条款62所述的系统，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

64.如条款39所述的系统，其中该模拟器是一个热工水力模拟器。

65.如条款39所述的系统，其中该模拟器是一个材料性能模拟器。

66.如条款39所述的系统，其中该抽象核反应堆模型是在一个面向对象编程环境中确定并维护的。

67.如条款66所述的系统，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

68.如条款67所述的系统，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

69.如条款68所述的系统，其中该组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

70.如条款69所述的系统，其中该区块结构包括这些材料的一个或多个变量，包括密度、通量以及功率。

71.如条款39所述的系统，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

72.如条款39所述的系统，进一步包括联接到该数据库上的一个数据查看器，该数据查看器实现该抽象核反应堆模型的多维可视化。

73.如条款39所述的系统，进一步包括联接到该建模接口上的一个图形用户接口(GUI)。

74.如条款73所述的系统，其中该GUI接收该建模数据。

75.如条款73所述的系统，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多个模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

76.如条款39所述的系统，进一步包括一个图形用户接口(GUI)，其中该GUI用于查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态。

77.如条款76所述的系统，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

78.如条款76所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导该模拟器的运行而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

79.一种系统建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括：

接收表示一个系统的一个第一部分的建模数据；

接收来自能够根据一个第一模拟参数集来模拟该系统的该第一部分的一个模拟器的模拟数据；

分析该建模数据和该模拟数据以生成表示该系统的一个第二部分的中间数据；

维护表示某一系统状态并且由该建模数据、该模拟数据以及该中间数据表征的一个抽象数据模型；并且

使表示该系统状态的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续系统分析。

80.如条款79所述的系统，其中该中间数据是用于该模拟器的一个第二模拟参数集。

81.如条款79所述的系统，其中该中间数据是表示该系统的一个第二部分的建模数据。

82.如条款79所述的系统建模接口，其中该系统是一个核反应堆，并且该抽象数据模型是一个抽象核反应堆模型。

83.如条款79所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

84.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括燃料数据。

85.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括结构数据。

86.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括屏蔽层数据。

87.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括冷却剂数据。

88.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括同位素数据。

89.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括减速剂数据。

90.如条款83所述的接口，其中该材料数据包括循环装载数据。

91.如条款79所述的接口，其中该建模数据是从一个文件接收的。

92.如条款79所述的接口，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

93.如条款79所述的接口，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

94.如条款79所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆性能数据的一部分。

95.如条款94所述的接口，其中该性能数据涉及燃料栅元膨胀。

96.如条款94所述的接口，其中该性能数据涉及燃料消耗。

97.如条款94所述的接口，其中该性能数据涉及裂变产物移除。

98.如条款94所述的接口，其中该性能数据涉及冷却剂排出。

99.如条款94所述的接口，其中该性能数据涉及裂变气体移除。

100.如条款79所述的接口，该方法进一步包括：从一个中子学模拟器接收该模拟数据。

101.如条款100所述的接口，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

102.如条款101所述的接口，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

103.如条款100所述的接口，其中该中子学模拟器是确定性模拟工具。

104.如条款103所述的接口，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

105.如条款100所述的接口，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

106.如条款105所述的接口，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

107.如条款79所述的接口，该方法进一步包括：从一个热工水力模拟器接收该模拟数据的一部分。

108.如条款79所述的接口，该方法进一步包括：从一个材料性能模拟器接收该核反应堆模拟数据的一部分。

109.如条款79所述的接口，该方法进一步包括：在一个面向对象编程环境中确定并维护该抽象核反应堆模型。

110.如条款82所述的接口，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

111.如条款110所述的接口，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

112.如条款111所述的接口，其中该一个或多个组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

113.如条款112所述的接口，其中该区块结构包括一个或多个材料变量，包括密度、通量以及功率。

114.如条款82所述的接口，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

115.如条款83所述的接口，该方法进一步包括：经由一个图形用户接口(GUI)接收该核反应堆建模数据的步骤。

116.如条款115所述的接口，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多种模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

117.如条款82所述的接口，该方法进一步包括：使用一个图形用户接口(GUI)查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态的步骤。

118.如条款117所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

119.如条款117所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导对该建模数据和该模拟数据的该分析而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

120.一种核反应堆建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型；

使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续分析；并且

将已标准化的数据提供给一个反应堆控制系统。

121.如条款120所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

122.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括燃料数据。

123.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括结构数据。

124.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括屏蔽层数据。

125.如条款2所述的接口，其中该材料数据包括冷却剂数据。

126.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括同位素数据。

127.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括减速剂数据。

128.如条款121所述的接口，其中该材料数据包括循环装载数据。

129.如条款120所述的接口，其中该建模数据是从一个文件接收的。

130.如条款120所述的接口，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

131.如条款120所述的接口，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

132.如条款120所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆性能数据的一部分。

133.如条款132所述的接口，其中该性能数据涉及燃料栅元膨胀。

134.如条款132所述的接口，其中该性能数据涉及燃料消耗。

135.如条款132所述的接口，其中该性能数据涉及裂变产物移除。

136.如条款132所述的接口，其中该性能数据涉及冷却剂排出。

137.如条款132所述的接口，其中该性能数据涉及裂变气体移除。

138.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：从一个中子学模拟器接收该模拟数据。

139.如条款138所述的接口，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

140.如条款139所述的接口，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

141.如条款138所述的接口，其中该中子学模拟器是确定性模拟工具。

142.如条款141所述的接口，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

143.如条款138所述的接口，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

144.如条款143所述的接口，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

145.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：从一个热工水力模拟器接收该模拟数据的一部分。

146.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：从一个材料性能模拟器接收该核反应堆模拟数据的一部分。

147.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：在一个面向对象编程环境中确定并维护该抽象核反应堆模型。

148.如条款147所述的接口，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

149.如条款148所述的接口，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

150.如条款149所述的接口，其中该一个或多个组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

151.如条款150所述的接口，其中该区块结构包括一个或多个材料变量，包括密度、通量以及功率。

152.如条款120所述的接口，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

153.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：经由一个图形用户接口(GUI)接收该核反应堆建模数据的步骤。

154.如条款153所述的接口，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多种模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

155.如条款120所述的接口，该方法进一步包括：使用一个图形用户接口(GUI)查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态的步骤。

156.如条款155所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

157.如条款155所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导对该建模数据和该模拟数据的该分析而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

158.一种核反应堆建模系统，包括：

一个建模接口，该建模接口被配置成用于：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

一个模拟器，该模拟器联接到该建模接口上，并且被配置成用于生成用于该建模接口的该模拟数据；

一个数据库，该数据库联接到该建模接口上，并且被配置成用于接收该标准化数据，借此维护该标准化数据以用于后续分析；以及

一个通信接口，该通信接口联接到该数据库和一个反应堆控制系统上，并且被配置成用于向该反应堆控制系统提供该标准化数据。

159.如条款158所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

160.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括燃料数据。

161.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括结构数据。

162.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括屏蔽层数据。

163.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括冷却剂数据。

164.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括同位素数据。

165.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括减速剂数据。

166.如条款159所述的系统，其中该材料数据包括循环装载数据。

167.如条款158所述的系统，其中该建模数据是从一个文件接收的。

168.如条款158所述的系统，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

169.如条款158所述的系统，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

170.如条款158所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆性能数据。

171.如条款170所述的系统，其中该性能数据涉及燃料栅元膨胀。

172.如条款170所述的系统，其中该性能数据涉及燃料消耗。

173.如条款170所述的系统，其中该性能数据涉及裂变产物移除。

174.如条款170所述的系统，其中该性能数据涉及冷却剂排出。

175.如条款170所述的系统，其中该性能数据涉及裂变气体移除。

176.如条款158所述的系统，其中该模拟器是一个中子学模拟器。

177.如条款176所述的系统，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

178.如条款177所述的系统，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

179.如条款176所述的系统，其中该中子学模拟器是一种确定性模拟工具。

180.如条款179所述的系统，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

181.如条款176所述的系统，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

182.如条款181所述的系统，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

183.如条款158所述的系统，其中该模拟器是一个热工水力模拟器。

184.如条款158所述的系统，其中该模拟器是一个材料性能模拟器。

185.如条款158所述的系统，其中该抽象核反应堆模型是在一个面向对象编程环境中确定并维护的。

186.如条款158所述的系统，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

187.如条款186所述的系统，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

188.如条款187所述的系统，其中该组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

189.如条款188所述的系统，其中该区块结构包括这些材料的一个或多个变量，包括密度、通量以及功率。

190.如条款158所述的系统，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

191.如条款158所述的系统，进一步包括联接到该数据库上的一个数据查看器，该数据查看器实现该抽象核反应堆模型的多维可视化。

192.如条款158所述的系统，进一步包括联接到该建模接口上的一个图形用户接口(GUI)。

193.如条款192所述的系统，其中该GUI接收该建模数据。

194.如条款192所述的系统，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多个模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

195.如条款158所述的系统，进一步包括一个图形用户接口(GUI)，其中该GUI用于查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态。

196.如条款195所述的系统，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

197.如条款195所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导该模拟器的运行而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

198.一种用于控制一个核裂变反应堆的方法，该方法包括：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

将已标准化的数据提供给一个反应堆控制系统。

199.如条款198所述的方法，进一步包括：响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆。

200.如条款199所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正，以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数。

201.如条款200所述的方法，其中该所希望的运行参数包括在反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度。

202.如条款200所述的方法，其中确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数包括产生一个指示对局部中子反应性的所希望校正的控制信号。

203.如条款199所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：控制影响中子的特征。

204.如条款203所述的方法，其中这些影响中子的特征包括选自控制棒和安全棒中的至少一个特征。

205.如条款199所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动。

206.如条款205所述的方法，其中生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动包括：生成选自以下各项中的至少一个控制信号：下命令改变反应堆冷却剂泵运行、下命令改变一个反应堆冷却剂系统中的阀位置、以及下命令改变一个蒸汽供应系统中的阀位置、下命令改变用于多个反应堆冷却剂泵电源断路器的电路断路器位置、以及下命令改变用于多个蒸汽涡轮发电机输出断路器的电路断路器位置。

207.如条款199所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：响应于选自整体反应堆热功率和局部反应堆热功率中的至少一个功率，控制反应堆冷却剂的流动以控制整体温度和局部温度。

208.如条款198所述的方法，进一步包括向操作员提供指示用于基于以下来控制一个核裂变反应堆的动作的信息：来自该受控核裂变反应堆的运行数据和该标准化数据。

Claims

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

2.一种核反应堆建模系统，包括：

一个建模接口，该建模接口被配置成用于：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

3.一种系统建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括：

接收表示一个系统的一个第一部分的建模数据；

维护表示某种系统状态并且由该建模数据、该模拟数据以及该中间数据表征的一个抽象数据模型；并且

4.如权利要求3所述的接口，其中该中间数据是用于该模拟器的一个第二模拟参数集。

5.如权利要求3所述的接口，其中该中间数据是表示该系统的一个第二部分的建模数据。

6.如权利要求3所述的接口，其中该系统是一个核反应堆，并且该抽象数据模型是一个抽象核反应堆模型。

7.一种核反应堆建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

将该标准化数据提供给一个反应堆控制系统。

8.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

9.如权利要求8所述的接口，其中该材料数据包括选自以下各项中的至少一种数据：燃料数据、结构数据、屏蔽层数据、冷却剂数据、同位素数据、减速剂数据、以及循环装载数据。

10.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据是从一个文件接收的。

11.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

12.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

13.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆性能数据的一部分。

14.如权利要求13所述的接口，其中该性能数据涉及选自以下各项中的至少一种参数：燃料栅元膨胀、燃料消耗、裂变产物移除、冷却剂排出、以及裂变气体移除。

15.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：从一个中子学模拟器接收该模拟数据。

16.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

17.如权利要求16所述的接口，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

18.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器是确定性模拟工具。

19.如权利要求18所述的接口，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

20.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

21.如权利要求20所述的接口，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

22.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：从一个热工水力模拟器接收该模拟数据的一部分。

23.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：从一个材料性能模拟器接收该核反应堆模拟数据的一部分。

24.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：在一个面向对象编程环境中确定并维护该抽象核反应堆模型。

25.如权利要求24所述的接口，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

26.如权利要求25所述的接口，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

27.如权利要求26所述的接口，其中该一个或多个组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

28.如权利要求27所述的接口，其中该区块结构包括一个或多个材料变量，包括密度、通量以及功率。

29.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

30.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：经由一个图形用户接口(GUI)接收该核反应堆建模数据的步骤。

31.如权利要求30所述的接口，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多种模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

32.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括：使用一个图形用户接口(GUI)查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态的步骤。

33.如权利要求32所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

34.如权利要求32所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导对该建模数据和该模拟数据的该分析而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

35.一种核反应堆建模系统，包括：

一个建模接口，该建模接口被配置成用于：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

36.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。

37.如权利要求36所述的系统，其中该材料数据包括选自以下各项中的至少一种数据：燃料数据、结构数据、屏蔽层数据、冷却剂数据、同位素数据、减速剂数据、以及循环装载数据。

38.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据是从一个文件接收的。

39.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。

40.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。

41.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆性能数据。

42.如权利要求41所述的系统，其中该性能数据涉及选自以下各项中的至少一种参数：燃料栅元膨胀、燃料消耗、裂变产物移除、冷却剂排出、以及裂变气体移除。

43.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该模拟器是一个中子学模拟器。

44.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。

45.如权利要求44所述的系统，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。

46.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器是一种确定性模拟工具。

47.如权利要求46所述的系统，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。

48.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。

49.如权利要求48所述的系统，其中该中子模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。

50.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该模拟器是一个热工水力模拟器。

51.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该模拟器是一个材料性能模拟器。

52.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该抽象核反应堆模型是在一个面向对象编程环境中确定并维护的。

53.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。

54.如权利要求53所述的系统，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。

55.如权利要求54所述的系统，其中该组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。

56.如权利要求55所述的系统，其中该区块结构包括这些材料的一个或多个变量，包括密度、通量以及功率。

57.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该标准化步骤进一步包括：在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。

58.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括联接到该数据库上的一个数据查看器，该数据查看器实现该抽象核反应堆模型的多维可视化。

59.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括联接到该建模接口上的一个图形用户接口(GUI)。

60.如权利要求59所述的系统，其中该GUI接收该建模数据。

61.如权利要求59所述的系统，其中该GUI包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多个模型，这些模型表示：一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。

62.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括一个图形用户接口(GUI)，其中该GUI用于查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态。

63.如权利要求62所述的系统，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

64.如权利要求62所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导该模拟器的运行而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。

65.一种用于控制一个核裂变反应堆的方法，该方法包括：

接收核反应堆建模数据；

接收核反应堆模拟数据；

将该标准化数据提供给一个反应堆控制系统。

66.如权利要求65所述的方法，进一步包括：响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆。

67.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正，以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数。

68.如权利要求67所述的方法，其中该所希望的运行参数包括在反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度。

69.如权利要求67所述的方法，其中确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数包括产生一个指示对局部中子反应性的所希望校正的一个控制信号。

70.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：控制影响中子的特征。

71.如权利要求70所述的方法，其中这些影响中子的特征包括选自控制棒和安全棒中的至少一个特征。

72.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动。

73.如权利要求72所述的方法，其中生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动包括：生成选自以下各项中的至少一个控制信号：下命令改变反应堆冷却剂泵运行、下命令改变一个反应堆冷却剂系统中的阀位置、和下命令改变一个蒸汽供应系统中的阀位置、下命令改变用于多个反应堆冷却剂泵电源断路器的电路断路器位置、以及下命令改变用于多个蒸汽涡轮发电机输出断路器的电路断路器位置。

74.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括：响应于选自整体反应堆热功率和局部反应堆热功率中的至少一个功率，控制反应堆冷却剂的流动以控制整体温度和局部温度。

75.如权利要求65所述的方法，进一步包括向操作员提供指示用于基于以下来控制一个核裂变反应堆的动作的信息：来自该受控核裂变反应堆的运行数据和该标准化数据。