JP7090096B2 - 原子炉をモデリングするためのシステムおよび方法 - Google Patents

Description

発明の詳細な説明

〔関連出願〕
本出願は、「先進的原子炉の統合された設計のためのコンピュータツール」と題する、２０１７年３月３日に出願された仮出願の米国特許出願第６２／４６６，７４７号（３５ Ｕ．Ｓ．Ｃセクション１１９（ｅ））の非仮出願である。本出願は、「原子炉をモデリングするためのシステムおよび方法」と題する、２０１７年２月２７日に出願された仮出願の米国特許出願第６２／４６４，２５４号（３５ Ｕ．Ｓ．Ｃ．セクション１１９（ｅ））の非仮出願であり、その両方の出願は、その全体が参照により組み込まれる。

〔著作権保護対象物の注意〕
本特許文書の材料の一部は、米国および他の国の著作権法に基づく著作権保護の対象となる。著作権の所有者は、米国特許商標庁の公的に入手可能なファイルまたは記録に現れるように、特許文書または特許開示の誰かによるファクシミリ複製に異議を申し立てることはないが、その他の点では、すべての著作権を留保する。著作権所有者は、３７ Ｃ．Ｆ．Ｒ．セクション１．１４に従う権利を含むが、これに限定されない、本特許文書を秘密に維持させる権利を一切放棄しない。

〔背景技術〕
原子炉を設計し、シミュレートし、および／または監視（モニタ）するための多くのシステムが存在する。多くのシステムは、分析の様々な部分を実行することができるが、ツールの多くは、コヒーレントな方法で統合されず、設計および／またはリアルタイムの動作および制御に必要なレベルまで速度、最適化、および／または忠実度を提供しないことが理解される。

〔発明の概要〕
いくつかのタイプの原子炉では、安全、効率的、例によっては最適な炉心および／または燃料性能を保証するために、原子炉内で燃料集合体（アセンブリ）の多くの移動（運動）を行うことが有利であることが理解される。炉心および燃料性能は、閾値を超える（または複数の境界条件内で）量および／または位置を維持する（出力、流量、温度など）ためのパラメータの任意の１つまたは複数（または組み合わせ）で示すことができる。燃料の燃焼が最適化されるように、燃料補給動作（再燃料挿入操作）の間で燃料を移動させることが有益であり得る。実際、進行波原子炉またはＴＷＲとして当技術分野で知られているこのような原子炉タイプの１つでは、燃料を原子炉内で一連のシャッフリング動作で移動させて、燃料が「増殖」されるように原子炉内に配置され、次いで、動作中の炉心内に存在する定在波に対して燃焼することを確実にすることができることが理解される。

ＴＷＲ原子炉は、増殖および燃焼原子炉の１つの種類であるが、以下の議論は、ＴＷＲ原子炉を参照して議論されるが、方法論および技術は、任意の原子炉種類（増殖および燃焼、ＬＷＲ原子炉、増殖器、ＢＷＲ原子炉など）に適用可能であることを理解されたい。

増殖燃焼型原子炉では、燃料集合体は核分裂性燃料を含み、核分裂性燃料は、その場で増殖し燃焼させることができる。本明細書で使用されるように、核分裂性燃料は、任意の核分裂性燃料および／または燃料親燃料を含むことができ、燃料要素の内部容積内に、中性子吸収体、中性子毒、中性子透過性材料などを含む他の適切な材料と混合、組み合わせ、または含めることができる。核分裂性物質は、ウラン、プルトニウムおよび／またはトリウムを含む、核分裂または中性子束製造のための任意の適切な物質を含み得る。燃料親燃料は、天然ウラン、消耗（空乏）ウラン、未濃縮ウラン、使用済みＬＷＲ燃料などを含む任意の適切な燃料親燃料であってよく、核分裂性燃料まで増殖させることができる。核分裂性燃料は、炉心内で過剰な中性子で増殖させ、次いで燃焼させて、炉心内に熱を生成することができる。

１つの特定のシナリオでは、燃焼領域の外側に位置する燃料は、収束－発散シャッフリング動作においてゆっくりと増殖され得、ここで、新鮮な燃料親燃料集合体が、外側増殖領域において炉心に挿入され、さらなる燃料サイクルにおいて、集合体がジャンプリングに近づくまで炉心に向かって/移動される。ジャンプリングは、燃料の移動を増殖状態から燃焼状態に移行させ、炉心から再び戻す、炉心内の決定されたスポット（地点）である。集合体が燃料サイクルの特定の点でジャンプリングに接近すると、集合体は中心（中央）付近に配置され、再びジャンプリングに到達するまで発散し、そこで、集合体は炉心の外周にジャンプするか、または（例えば、燃料補給動作中に）炉心から完全に排出（放出）される。

そのようなシャッフリング動作を実行するための計算は複雑であり、燃料集合体の数およびそれらの異なる状態は多数であるので、従来の燃料システムは、各燃料サイクルに対して所定の燃料移動を有しており、原子炉動作、燃料集合体状態などの動的変化に応答しなかった。燃料の燃焼度を最適化するために燃料集合体の最適な移動を場合によっては決定する原子炉をモデリング（モデル化）する動作を実行することができるシステムを有することが有益であろう。

この目的のために、原子炉および原子炉内の燃料集合体の移動をモデリングすることができるシステムを提供することができる。このようなシステムは、例えば、特定の（ある種の）基準を満たす最適な燃料シャッフリングシナリオを決定するのに有用であり得る。典型的には、当該システムおよび実行される計算は、非常に複雑で高価であるため、モデリングされた環境における限定されたセット（組）の決定された変化に対応して初期設計を試験するために使用される。しかしながら、ＴＷＲ原子炉および他の原子炉の場合、動作間に燃料集合体の複数の移動が存在し得、炉心動作のリアルタイムおよび高忠実度モデルを連続的にモデリングし、そのような移動の最適化を実行して、燃料の最適燃焼を達成することが望ましいことが理解される。

一態様は、一連の燃料管理スキームをモデリングし、試験することができる燃料ハンドラモジュールに関する。そのようなモジュールは、複数の並列の燃料移動を実行することができ、各集合体内の実行可能な燃料の大部分が炉心から除去される前に燃焼されるように、燃料の燃焼を確実にする最適な１セットの移動を経時的に決定することができる。そのようなモジュールは、モデリングされた炉心内の移動の影響をシミュレートする他のモジュールと関連して機能することができる。例えば、とりわけ、炉心に関連する、中性子、燃料性能、熱／水力学、移動学、機械的、安全性、および経済的パラメータをシミュレートする他のモジュールを提供することができる。一態様によれば、熱／水力学的限界内で臨界を達成しながら、燃焼を最適化するために、原子炉およびその燃料移動をモデリングする能力を有することが望ましい場合がある。このようなモデリングは、例えば、各燃料サイクルにおいて複数の燃料集合体を移動させること、および原子炉運転時間によって分離された複数の燃料サイクルにわたって複数の燃料集合体をモデリングすることを含む、複数の燃料サイクルにわたって移動のグループを効率的にモデリングすることができる特殊化されたコンピュータシステムによって実行することができる。このようにして、システムは、原子炉が、指定された運転制約内で運転することを可能にする最適な燃料グループの移動を予測することによって、より効果的に燃料を燃焼させることができる。

別の実施形態によれば、システムは、特定の燃料が原子炉内に存在するときの特定の燃料の経時的な分類を含む、燃料の種類の特性を、それらの動作にわたって決定することができる。例えば、特定のタイプの燃料のうちの少なくとも１つは、供給タイプの燃料（例えば、照射によって核分裂性物質に変換することができる燃料親燃料）と、ドライバタイプの燃料（例えば、核分裂反応を維持することができる核分裂性燃料）とを含む複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つを含む。燃料自体ではないが、核分裂性物質の燃焼後の燃料棒は、中性子吸収体として代表され、使用され得る。ドライバ燃料タイプは、燃焼波を点火するために、または他の理由のために、最初に炉心に挿入され得る点火器タイプの燃料（例えば、濃縮ウラン）を含み得る。別のドライバ燃料タイプは、燃料親供給燃料から増殖させたプルトニウムなどの増殖ドライバ燃料を含むことができる。燃料ピンは、燃料ピン内の異なる位置内に同様のまたは異なる種類の燃料を含むことができる。同様に、燃料集合体は、異なる位置にある異なる燃料集合体内に、同じまたは異なる種類の燃料を含むことができる。燃料の種類および位置（炉心、燃料集合体、および／または燃料ピン内のいずれであっても）は、いくつかの（複数の、多くの）燃料サイクルにわたって原子炉内で再配置される際にシミュレートおよび追跡することができる。原子炉心モデリングシステムは、原子炉の複数の燃料サイクルについて、複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つと、原子炉内の出力の現在位置および／または分布とに基づいて、可能なグループ移動を決定することもできる。

別の態様によれば、システムは、炉心の臨界を指定された範囲内に維持する最適な燃料移動を決定するために使用することができる。例えば、炉心の運転中に、特定の燃料移動が炉心の運転を摂動（混乱）させ、その臨界に影響を及ぼす可能性があることが理解される。例えば、ＴＷＲ原子炉では、炉心の燃焼領域は、カスケード燃料移動が炉心の臨界性を妨げないように維持される必要があり、おそらくより濃縮された燃料で原子炉の再始動を必要とする。

さらに、別の例では、出力領域（例えば、ＴＷＲ原子炉では、燃焼波（例えば、爆燃波）の位置）を実質的に同じ位置内に維持し、核分裂性燃料を炉心内で移動、追加、または除去して、実質的に一定の燃焼位置を維持することが望ましい場合がある。上記のように、ＴＷＲ原子炉は、ｉｎ ｓｉｔｕ増殖を使用するワンススルー原子炉である。増殖は、入ってくる亜臨界再装填燃料を新しい臨界燃料に変換し、増殖燃焼波を伝播させる。この概念は、増殖燃焼（爆燃）波が燃料移動に対して移動することに基づいて機能する。したがって、燃料または出力のいずれかが、静止した観測者に対して移動することができる。初期の例では、燃焼波は、燃料に対して線形（ロウソク状）方向に移動した。他の初期の例では、爆燃波は、中心で開始され、半径方向外向きに拡張する。ＴＷＲ原子炉の他の実施形態は、実質的に静止した燃焼領域（「定在波（定常波）」と呼ばれることもある）に爆燃波核反応を維持しながら燃料を移動させることを含む。１つの望ましいシナリオでは、燃焼領域は原子炉容器に対して実質的に静止しており、一方、新鮮な燃料は燃焼領域の周りに移動し、次いで燃焼領域内に移動する。この定在波を達成し、最適燃焼を達成しながら原子炉の臨界性を保証するために、燃料の変化および移動を適切にモデリングするシステムが必要である。

当該システムは、モデリングされた炉心の実際の動作パラメータを受け取って、燃料移動および／またはカスケード移動のグループに対応して定在波の実際の位置を決定することができる。受け取ることができる実際の動作パラメータは、とりわけ、例えば、温度、中性子、燃料性能、燃焼度、燃焼履歴、燃焼限界、反応度（反応性）（集合体のＫ－無限大）、出力生産量（ｐｏｗｅｒ ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ）、滞留時間、燃料浪費、構造物の設計および／または安全限界（例えば、被覆（クラッディング）材料の劣化）、モデリングされた核分裂性質量または毒物のような他の材料、臨界レベル、定在波の位置、温度履歴、冷却材流量、冷却材流量の履歴、所望の出力分布（ｐｏｗｅｒ ｄｉｓｔｒｉｂｕｔｉｏｎ）、反応度、および反応度フィードバックを含んでもよい。システムは、とりわけ、炉心上の臨界の尺度など、他のパラメータを監視することができる。そのような情報は、将来の一連の燃料移動のさらなる計算のための入力としてモデルにフィードバックされてもよい。ＴＷＲ原子炉における１つの特定の炉心実施形態では、原子炉ベースのモデルは、臨界を維持し、燃料性能限界を尊重し、実質的に静止した出力分布を維持する、潜在的な燃料移動を受ける。このようなモデルは、初期始動期間の後の外部燃料補給サイクルの間に、燃料親燃料のみを受け取るというさらなる要件を有し得る。

一実施形態によれば、モデリングされた炉心に関する複数の並列計算を実行することができる、特殊化されたクラスタベースのコンピュータシステムが提供される。一実施例では、同じ炉心モデルに関する複数のカスケード移動が並列に実行され、１つまたは複数の所望のパラメータ（例えば、臨界レベル、定在波の位置、安全限界内での動作など）に対してスコア付けされる。スコアは、移動の各セットについて決定され、最適なスコアは、動作中の原子炉上で実行される移動の実際のセットとして選択される。コンピュータシステムは、カスケード接続された燃料移動の個々のセットをより迅速に評価するために、並列に動作する複数のコアプロセッサを含むことができる。一実施形態では、スコアは、カスケード移動のセットが、指定されたパラメータをどの程度良好に達成したかに関する決定が行われる尺度である。この尺度は、特定のセットの移動を選択するために使用することができる。別の実施形態では、特定のパラメータ（例えば、維持されていない臨界性、燃料集合体の故障など）に違反するシミュレーションは、考慮から除外される。

一実施形態では、燃料移動に応答する炉心の摂動を決定するために更新されシミュレートされる炉心を記述する複数のモデルが存在する。そのようなモデルは、例えば、炉心の動作を多次元で反映し得るタイプのモデルの中でも、とりわけ、ＧＵＩベースの入力モデル、原子炉心の階層要素を記述する階層オブジェクトモデル、決定論的モデル（例えば、ＤＩＦ３Ｄ／ＲＥＢＵＳ）、確率論的モデル（例えば、ＭＣＮＰＸＴ）、グラフィックスおよび可視化モジュール（例えば、ＸＴＶｉｅｗ）を含み得る。一例では、原子炉心フレームワークモデルは、物理的原子炉、燃料集合体、燃料集合体内のピン、および燃料ピン内の燃料の抽象モデル、材料ライブラリおよび熱膨張データ、各集合体に対する燃料移動の位置追跡の履歴、並びに、結果のデータベースストレージを含むことができる。

物理モデルの物理を記述またはシミュレートするために、必要に応じて追加のモデルを使用することができる。中性子モデルは、燃料位置、種類、および状態に基づく中性子活動、燃料シャッフリング設計および最適化モジュール、並列化消耗ソルバ、燃焼度依存性微視的断面マネージャ、核分裂生成物モジュール、燃料サイクル経済性、ピンレベルフラックス再構成、歪みの反応度効果、の決定論的および／または確率論的モデルを含むことができる。熱／水力学モデルは、過渡（過渡的、非定常）解析、サブチャネル分析、熱解析、および／または冷却材流のためのオリフィスシステムを含むことができる。燃料性能および／または炉心機械モデルは、燃料ピン歪みモデリングおよび／または結果として生じる燃料ピン変形（ＯＸＢＯＷなど）を含むことができる。過渡解析モデルは、冷却材の損失および／または他のイベント（事象）（ＳＡＳＳＹＳ／ＳＡＳ４Ａなど）、反応度係数、および／または、制御棒値、シャットダウン、および／または制御棒消耗の決定、の決定論的解析を含むことができる。

１つの態様によれば、原子炉データを分析する方法は、複数の燃料集合体を含む炉心を有する原子炉をモデリングするように適合された原子炉心モデリングシステムによって、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループに対して複数の燃料移動を決定する行為を含み、複数の燃料移動を決定する行為は、原子炉の複数の燃料サイクルに対する原子炉心モデリングシステムによって、各グループ移動が複数の燃料サイクルのそれぞれに関連しているような複数の可能なグループ移動を決定する行為と、原子炉心モデリングシステムによって、複数の燃料サイクルにわたって複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンス（配列）を決定する行為とを含み、グループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、シーケンスにわたって、炉心内の燃料の最適な燃焼度を達成する。一実施形態によれば、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、原子炉の炉心内の臨界および／または物理的（安全／設計）限界を維持しながら、炉心内で最適な燃焼を達成するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定する行為をさらに含む。一実施形態によれば、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、原子炉の炉心内で臨界を維持するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定する行為をさらに含む。別の実施形態によれば、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、原子炉の炉心内の実質的に同じ領域に燃焼波を維持し、および／または各集合体（または複数の燃料集合体）内の燃料の目標燃焼度を達成するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定する行為をさらに含む。

一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、原子炉に結合され、原子炉の１つまたは複数の動作パラメータを受け取るように動作可能であり、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、受け取った原子炉の１つまたは複数の動作パラメータに対応して決定される。一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループについて複数の燃料移動を決定する行為を実行するように動作可能な分岐探索計算器（演算器）を含む。別の実施形態によれば、システムは、複数の可能なグループ移動から、分岐探索計算器によって、グループ移動の最適なシーケンスを並列に探索（検索、サーチ）する行為をさらに含む。さらに別の実施形態によれば、分岐探索計算器は、インターフェースを含み、この方法は、分岐探索計算器によって、グループ移動の最適なシーケンスを探索する行為を制限する１つまたは複数の入力を受信する行為をさらに含む。

一実施形態によれば、インターフェースは、ユーザインターフェースであり、方法は、ユーザインターフェースを介してユーザから１つまたは複数の入力を受信する動作をさらに含む。一実施形態によれば、分岐探索計算器は、１つまたは複数の出力を決定する。一実施形態によれば、１つまたは複数の出力は、移動サイクルにわたる原子炉の炉心内の反応度変化と、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループの炉心内移動を識別する指標（表示、指示）とを含むグループのうちの少なくとも１つを含む。別の実施形態によれば、１つまたは複数の出力は、燃料集合体を移動すべき位置を識別する指標、炉心の臨界性の指標、燃料集合体を横切る圧力降下、サイクル中の燃料集合体の出力変化、燃料集合体の冷却の指標、特定のサイクルの移動回数の指標、特定のサイクルの移動チェーン（ｃｈａｉｎ）の指標、燃料集合体のｋ_∞の指標、および、特定のサイクルにわたっての反応度変動（変動、揺れ）の指標を含むグループのうちの少なくとも１つを含む。

一実施形態によれば、１つまたは複数の入力は、特定のサイクルにわたる反応度変動に対する許容限度の指標、燃料集合体に関連する物理的限界、および、燃料集合体における許容可能な出力変化の指標を含むグループのうちの少なくとも１つを含む。一実施形態によれば、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループについて複数の燃料移動を決定する行為は、原子炉の炉心内に存在する定在爆燃波に対する特定のグループの配置を決定する行為をさらに含む。別の実施形態によれば、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループについて複数の燃料移動を決定する行為は、燃料補給動作の前に炉心内の特定のグループの配置を決定する行為をさらに含む。さらに別の実施形態によれば、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループについて複数の燃料移動を決定する行為は、燃料補給動作までの複数の可能なカスケード燃料移動を決定する行為をさらに含む。一実施形態によれば、複数の燃料集合体は、炉心の中心領域に近接してジャンプラインの後ろにある炉心内の第１の位置に配置されて、第１のタイプの燃料を含む、第１の燃料集合体と、炉心の周辺領域に近接してジャンプラインの外側にある炉心内の第２の位置に配置されて、（第１のタイプとは異なる）第２のタイプの燃料を含む、第２の燃料集合体と、ジャンプラインに近接した第３の位置に配置されて、（第１および第２の燃料タイプとは異なる）第３のタイプの燃料を含む、第３の燃料集合体と、を含む。

一実施形態によれば、燃料補給動作までの複数の可能なカスケード燃料移動を決定する行為は、原子炉から燃料集合体を除去することなく、燃料補給動作までの複数の可能なカスケード燃料移動を決定する行為をさらに含む。一実施形態によれば、システムは、原子炉心モデリングシステムによって、原子炉の摂動の決定に対応して、複数の可能なグループ移動のスコアを決定する行為をさらに含む。一実施形態によれば、燃料のグループは、特定のタイプの燃料を含み、原子炉の複数の燃料サイクルのための原子炉心モデリングシステムによって、特定のタイプの燃料に少なくとも部分的に基づいて複数の可能なグループ移動を決定する行為を含む。別の実施形態によれば、特定のタイプの燃料のうちの少なくとも１つは、供給タイプの燃料（例えば、照射によって核分裂性物質に変換することができる燃料親燃料）と、ドライバタイプの燃料（例えば、核分裂反応を持続することができる核分裂性燃料）とを含む複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つを含み、原子炉の複数の燃料サイクルのための原子炉心モデリングシステムによって、複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つと、原子炉内の定在波の現在の位置とに基づいて、複数の可能なグループ移動を決定する行為を含む。

一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムによって、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定する行為は、原子炉心モデリングシステムによって、１つまたは複数の原子炉パラメータに基づいてシーケンスにわたって炉心内の燃料の最適燃焼度を決定する行為をさらに含み、１つまたは複数の原子炉パラメータは、燃焼履歴、燃焼限界、温度履歴、冷却材流量、冷却材流量履歴、所望の出力分布、反応度、および反応度フィードバックを含むグループから１つまたは複数のパラメータを含む。パラメータはまた、とりわけ、温度、中性子、燃料性能、燃焼度、反応度（集合体のＫ－無限大）、出力生産量、滞留時間、燃料浪費、構造の設計および／または安全限界（例えば、被覆材料の劣化）、モデリングされた核分裂性物質または毒物のような他の材料、臨界レベル、定在波の位置、および温度履歴を含むことができる。一実施形態によれば、システムは、原子炉内のグループ移動の決定された最適なシーケンスを実行するように燃料ハンドラ機構を制御する行為をさらに含む。別の実施形態によれば、グループ移動の最適なシーケンスは、収束－発散シャッフリングパターンを達成する。

別の態様によれば、原子炉データを分析するためのシステムであって、複数の燃料集合体と炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループに対する複数の燃料移動とを含む炉心をモデリングするように適合された原子炉心モデリングシステムを備え、原子炉心モデリングシステムは、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループに対する複数の燃料移動を決定するように適合された分岐探索コンポーネント（構成要素、成分）を備え、分岐探索コンポーネントは、原子炉の複数の燃料サイクルに対して、複数の燃料サイクルのそれぞれに関連する複数の可能なグループ移動を決定し、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定し、シーケンスにわたって炉心内の燃料の最適な燃焼を達成する、システムが提供される。一実施形態によれば、分岐探索コンポーネントは、原子炉の炉心内の臨界を維持しながら、炉心内で最適燃焼を達成するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定するように動作可能である。一実施形態によれば、分岐探索コンポーネントは、原子炉の炉心内で臨界を維持するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定するように動作可能である。別の実施形態によれば、分岐探索コンポーネントは、原子炉の炉心内の実質的に同じ領域に燃焼波を維持するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定するように動作可能である。

一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、原子炉に結合され、原子炉の１つまたは複数の動作パラメータを受け取るように動作可能であり、分岐探索計算器は、受け取った原子炉の１つまたは複数の動作パラメータに対応して、複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定するように動作可能である。一実施形態によれば、分岐探索計算器は、グループ移動の最適なシーケンスのために、複数の可能なグループ移動から並列に探索を実行するように動作可能である。別の実施形態によれば、分岐探索計算器は、インターフェースを含み、分岐探索計算器は、グループ移動の最適なシーケンスを探索する行為を制限する１つまたは複数の入力を受け取るように適合される。さらに別の実施形態によれば、インターフェースは、ユーザインターフェースであり、ユーザインターフェースは、ユーザから１つまたは複数の入力を受信するように適合される。

一実施形態によれば、分岐探索計算器は、１つまたは複数の出力を決定するように適合される。一実施形態によれば、１つまたは複数の出力は、移動サイクルにわたる原子炉の炉心内の反応度変化と、炉心内の複数の燃料集合体の特定のグループの炉心内移動を識別する指標とを含むグループのうちの少なくとも１つを含む。１つの実施形態によれば、１つ以上の出力は、燃料集合体を移動すべき位置を識別する指標、炉心の臨界性の指標、燃料集合体を横切る圧力降下、サイクル中の燃料集合体の出力変化、燃料集合体の冷却の指標、特定のサイクルの移動回数の指標、特定のサイクルの移動チェーンの指標、燃料集合体のｋ_ｅｆｆの指標、および特定のサイクルの反応度変動の指標を含むグループのうちの少なくとも１つを含む。

一実施形態によれば、１つまたは複数の入力は、特定のサイクルにわたる反応度変動に対する許容限度の指標、燃料集合体に関連する物理的限界、および燃料集合体における許容可能な出力変化の指標を含むグループのうちの少なくとも１つを含む。一実施形態によれば、分岐探索計算器は、原子炉の炉心内に存在する定在爆燃波に対する特定のグループの配置を決定するように動作可能である。一実施形態によれば、分岐探索計算器は、燃料補給動作の前に炉心内の特定のグループの配置を決定するように動作可能である。別の実施形態によれば、分岐探索計算器は、燃料補給動作までの複数の可能なカスケード燃料移動を決定するように動作可能である。

一実施形態によれば、分岐探索計算器は、燃料の寿命まで１つまたは複数の燃料サイクル内で上方への複数の可能なカスケード燃料移動に対して動作可能である。一実施例では、分岐探索計算器は、１つの燃料サイクルにおける、並びに、寿命の最初（ＢｏＬ）から寿命の最後（ＥｏＬ）までの複数の燃料サイクルにおける、複数のカスケード燃料移動、および、ＢｏＬに新たに挿入されたいくらかとＥｏＬに近いいくらかとを有して、除去のために評価された、または、炉心内での他の使用のために再分類された、複数の燃料タイプを評価するように動作可能である。一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、原子炉の摂動の決定に対応して、複数の可能なグループ移動のスコアを決定するように適合される。別の実施形態によれば、燃料のグループは、特定のタイプの燃料を含み、分岐探索計算器は、原子炉の複数の燃料サイクルについて、特定のタイプの燃料に少なくとも部分的に基づいた、複数の可能なグループ移動を決定するように適合される。別の実施形態によれば、特定のタイプの燃料のうちの少なくとも１つは、供給タイプの燃料およびドライバタイプの燃料を含む複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つを含み、分岐探索計算器は、複数のタイプの燃料のうちの少なくとも１つと、原子炉内の定在波の現在位置とに基づいて、複数の可能なグループ移動を決定するように適合される。

一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、１つまたは複数の原子炉パラメータに基づいて、シーケンスにわたる炉心内の燃料の最適燃焼度を決定するように適合される。燃料の最適燃焼度は、原子炉の臨界性、燃焼前面（正面、前線）の位置、および材料限界を超えないことを含むことができる１つまたは複数の要件内の１つまたは複数の原子炉パラメータに基づいて、カスケード移動による個々の燃料集合体毎の目標とすることができる。１つまたは複数の原子炉パラメータは、燃焼履歴、燃焼限界、温度履歴、冷却材流量、冷却材流量履歴、所望の出力分布、反応度、および反応度フィードバックを含むグループからの１つまたは複数のパラメータを含む。一実施形態によれば、システムはさらに、原子炉内のグループ移動の決定された最適なシーケンスを実行するように適合された燃料ハンドラコンポーネントを含む。このコンポーネントは、例えば、シミュレーションシステム内のソフトウェアコンポーネントとして実装することができる。別の実施形態によれば、グループ移動の最適なシーケンスは、収束－発散シャッフリングパターンを達成する。

これらの例示的な態様および例のさらに他の態様、例、および利点は、以下で詳細に説明される。さらに、前述の情報および以下の詳細な説明の両方は、様々な態様および例の例示的な例に過ぎず、特許請求される態様および例の性質および特徴を理解するための概観またはフレームワークを提供することが意図されることを理解されたい。本明細書で開示される任意の例は、本明細書で開示される物体、狙い、および必要性のうちの少なくとも１つと一致する任意の方法で任意の他の例と組み合わせることができ、「例」、「いくつかの例」、「代替例」、「様々な例」、「１つの例」、「少なくとも１つの例」、「この例」および「他の例」などへの言及は、必ずしも互いに排他的ではなく、例に関連して説明される特定の特徴、構造、または特性が少なくとも１つの例に含まれてもよいことを示すことを意図している。本明細書におけるそのような用語の出現は、必ずしもすべてが同じ例を指しているわけではない。

〔図面の簡単な説明〕
少なくとも１つの例の様々な態様は、添付の図面を参照して以下に説明されるが、添付の図面は、一定の縮尺で描かれることを意図するものではない。図面は、様々な態様および実施例の例示およびさらなる理解を提供するために含まれ、本明細書に組み込まれ、その一部を構成するが、特定の実施例の限定の定義として意図されるものではない。図面は、本明細書の残りの部分とともに、説明され、特許請求される態様および実施例の原理および動作を説明するのに役立つ。図において、様々な図に示されている同一またはほぼ同一の各コンポーネントは、同様の数字で表されている。明確にするために、すべてのコンポーネントがすべての図においてラベル付けされているわけではない。

図において、図１は、様々な態様を実施することができる分散型コンピュータシステムのブロック図を示し、
図２Ａは、一実施形態による、原子炉のモデリングを実行するための例示的なプロセスを示し、
図２Ｂは、一実施形態による原子炉のモデリングを実行するための別の例示的なプロセスを示し、
図２Ｃは、一実施形態による例示的な分岐探索を示し、
図３は、一実施形態による原子炉をモデリングし制御することができるシステムのブロック図を示し、
図４は、一実施形態による、動作中の原子炉に関連して原子炉をシミュレートし、モデリングするための例示的なプロセスを示し、
図５Ａは、一実施形態による例示的な炉心および燃料集合体、並びに例示的な燃料移動を示し、
図５Ｂは、別の実施形態による例示的な炉心および燃料集合体構成を示し、
図５Ｃは、別の実施形態による例示的な炉心および燃料集合体構成を示し、
図６は、原子炉シミュレーションを実行するための従来のプロセスを示し、
図７は、一態様による原子炉シミュレーションを実行するためのプロセスを示し、
図８Ａは、一実施形態による原子炉心モデリングシステムを示し、
図８Ｂは、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの例示的なコンポーネントを示し、
図９は、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示し、
図１０は、一実施形態による原子炉の例示的なモデリングを示し、
図１１Ａ～図１１Ｂは、一実施形態による例示的なシミュレーションプロセスを示し、
図１２Ａ～図１２Ｂは、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示し、
図１３は、一実施形態によるインターフェーススタックの一実施例を示し、
図１４は、一実施形態によるシミュレーションコンポーネント間の相互作用の一例を示し、
図１５は、一実施形態による原子炉心モデリングシステムを実装するように構成されたクラスタインターフェースの一例のユーザインターフェースを示し、
図１６は、一実施形態による、シミュレーションパラメータおよび関連する制御を含む１つの例示的なユーザインターフェースを示し、
図１７は、一実施形態による別の例示的なインターフェースを示し、
図１８Ａ～図１８Ｂは、シミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェースを示し、
図１９Ａ～図１９Ｂは、一実施形態による、関連する制御を含む別の例示的なユーザインターフェースを示し、
図２０は、燃料管理に関連するパラメータおよびシミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェースを示し、
図２１は、シミュレーションパラメータを含む炉心の幾何学的形状（ジオメトリ）を示す例示的なインターフェースを示し、
図２２は、コンピュータクラスタの一実装形態を示す。

〔発明の詳細な実施形態〕
一実施態様によれば、原子炉をモデリングし制御することができるシステムが提供される。特に、特定の実施形態は、核分裂原子炉、およびそのようなタイプの原子炉を制御およびモデリングするための装置に関することができる。しかし、核分裂反応炉、高速核分裂反応炉、増殖および燃焼反応炉、並びに例によっては爆燃波を生成する増殖および燃焼反応炉を含む、他の種類の反応炉が、様々な実施形態によって利益を得ることができることを理解されたい。

一例では、核分裂原子炉は、原子炉容器内に配置された炉心を含む核分裂爆燃波原子炉を含むことができる。原子炉は、原子炉運転の異なる態様を監視し制御する働きをする監視および制御システムを含む多くの異なるシステムを含む。異なる原子炉タイプは、付属書Ａとして本明細書に添付された、２０１４年５月２２日に出願された、ＮＵＣＬＥＡＲ ＦＩＳＳＩＯＮ ＲＥＡＣＴＯＲ，Ａ ＶＥＮＴＥＤ ＮＵＣＬＥＡＲ ＦＩＳＳＩＯＮ ＭＯＤＵＬＥ、ＭＥＴＨＯＤＳ ＴＨＥＲＥＦＯＲＥ，ＡＮＤ Ａ ＶＥＮＴＥＤ ＮＵＣＬＥＡＲ ＦＩＳＳＩＯＮ ＦＵＥＬ ＭＯＤＵＬＥ ＳＹＳＴＥＭという名称の米国特許出願第１４／２８４，５４２号に記載されているものなどのように既知である。さらに、このような原子炉をモデリングするのに用いられるシステムは、付属書Ｂとして本明細書に添付された、ＥＮＨＡＮＣＥＤ ＮＥＵＴＲＯＮＩＣＳ ＳＹＳＴＥＭＳという名称の米国特許出願第１５／２０９，３００号に記載されているものなどのような、種々の実施形態に関して用いられることができる。これらのアプリケーションの各々は、このアプリケーションの不可欠な部分を形成し、本明細書の様々な実施形態と共に使用することができる。

当該技術分野で進行波原子炉（ＴＷＲ）と呼ばれる１つのそのようなタイプの原子炉では、ウラン（例えば、天然、消耗、または濃縮）燃料などの核分裂燃料を使用することができる。他の元素または同位体を使用することもできる。１つのそのような原子炉タイプでは、濃縮ウランまたは他の核分裂性燃料タイプを使用する原子炉の初期始動後、原子炉を運転するために使用される一次燃料は、商業用原子炉および他の原子炉によって廃棄物として生成され得る燃料親燃料（劣化ウラン、天然ウラン、使用済み燃料など）を含む。このようにして、そのような原子炉のための燃料のほぼ無限の供給が利用可能である。以下の説明は、消耗したウランを有する実施形態を説明するために書かれているが、核分裂性物質および燃料親物質のいずれかまたは両方を含む、他の種類の核分裂性物質が、適切に使用され得る。

このような燃料は、典型的には、長方形または六角形の幾何学的形状のようなある種の幾何学的形状を有する燃料集合体内に配置された燃料棒（燃料ロッド）（燃料ピンと呼ばれることもある）に組み立てられる。燃料集合体は、幾何学的配置で配置されて炉心を形成する。知られているように、炉心は、元素の中でもとりわけ、異なる種類、濃縮の量およびレベル、制御棒（制御ロッド）、および／または中性子吸収体の核分裂性燃料の任意の適切な組み合わせを有する、いくつかの異なる種類の燃料集合体を含むことができる。１つの特定のタイプのＴＷＲ原子炉では、爆燃波の伝播燃焼前面が生成され、ここで、中性子吸収体および／または中性子修正構造（例えば、受動的、能動的）を配置および／または移動させて、燃焼前面の位置、方位、形状、速度および／または移動方向を制御することができる。

核分裂原子炉内の燃料集合体は、平均して最小燃焼レベルに達する必要があり、物理的（安全／設計）考慮事項および／または原子炉臨界を満たす平衡状態を維持する必要がある。これは、炉心への核分裂可能な燃料の追加、または炉心内の既存の燃料集合体の移動を必要とすることがある。新しい燃料集合体をＴＷＲ原子炉の炉心内に配置するために、またはＴＷＲ原子炉内で燃料集合体を移動させるために、追加の開放燃料集合体位置を利用可能にすべきである。したがって、燃料集合体の移動は、少なくとも１つの他の集合体の除去または移動を必要とする。変位された集合体は、他の何らかの位置に配置される必要があり、その結果、別の集合体が別の炉心位置に移動される。したがって、この特定のシナリオでは、１つの集合体の移動は、単一の燃料サイクルで炉心内の集合体の一連の移動を開始することができることを理解することができる。そのような移動は、複数の燃料集合体が導入され、および／またはそれぞれが他の燃料集合体移動の複雑なカスケードを開始するときに、さらに複雑になることがある。燃料集合体の移動は、原子炉が燃料補給サイクルの間にある点の間に炉内移動に時間および位置が制限される場合、さらに複雑になる可能性がある。

様々な実施形態によれば、燃料管理は、オン燃料供給サイクル内でのみ行われてもよく、または複数の燃料サイクルであってもよい。一実施形態によれば、システムは、第１のラウンドにおいて最良の燃料移動を行うことができ、またはシステムは、最良の全体的な燃料移動戦略を決定するために、複数の前方移動を評価することができる。時間の制限は、所望の目的のために特定の燃料管理動作を設計するためにシステムがどのくらい複雑か（前もっていくつの燃料管理ステップを使用するか）に関連する。目的は、例えば、単独または組み合わせのいずれかで、燃焼度、圧力降下、および／または他のパラメータにおける最小のペナルティを有する、始動炉心から平衡炉心への移行方法を含み得る。

一実施形態によれば、炉心内の燃料集合体のカスケード移動のセットを評価し、情報の中でもとりわけ、既存の炉心データ、炉心および燃料集合体パラメータの履歴に基づいて最適な移動を決定するシステムが提供される。移動決定の複雑さは、移動の数および指定され満足されるべきいくつかの移動パラメータと共に増大するので、ＴＷＲ原子炉内での燃料集合体の移動を容易にするために、特殊なシステムが必要である。システムは、一実施形態では、複数の移動のカスケードを評価し、それらを比較して最適な燃料移動を決定することができる。次いで、このような燃料移動は、炉心内に配置された燃料ハンドラ機構によって実行されて、炉心内の実際の位置への集合体の決定された移動をもたらすことができる。

従来の軽水炉（ＬＷＲ）または他の種類の炉心では、多くの燃料集合体は、炉心がダウン動作状態にあり、炉心が交換用燃料集合体を供給するために外部からアクセスされる燃料補給動作中に交換される（例えば、１８～２４ヶ月毎に１／３～１／２）。このような場合、燃料は、燃料補給動作の間に炉心内で一般に「シャッフル」および移動されない。典型的なＬＷＲでは、燃料サイクルは一般に約３年である。燃料は、炉心から直接除去され、外部燃料集合体と交換されるので、集合体は、他の炉心内位置に変位されず、燃料集合体の移動のカスケードは、このような従来の原子炉系では必要とされない。さらに、そのようなシステムでは、分析は、典型的には、初期炉心設計中および設計変更中に定期的に実行されるが、時間および複雑さにおけるそれらのコストのために、最適ではなく、一般に炉心動作では使用されない。一態様によれば、熱水力限界内で臨界を達成しながら燃焼を最適化する最適燃料移動を決定することができるシステムが有益であることが理解される。一実施形態では、システムは、燃料集合体の最適な移動のセットを決定することができ、移動の各セットは、複数の燃料サイクルにわたって移動のグループ間の時間分離を有する。すなわち、システムは、各燃料サイクルにおける複数の燃料集合体の最適な移動を決定し、これらの複数の移動セットを、原子炉時間によって分離された複数の燃料サイクルにわたってモデリングする。一態様では、システムは、開始時点（例えば、初期時間および状態）から終了点までの燃料移動の異なる組み合わせをモデリングし、これらのセットのシーケンスをスコア付けし、セットのシーケンスを比較して、最適なセットのシーケンスを決定することができる。

任意の状態または時点で原子炉のモデリングを実行することができるシステムが提供されるので、任意の特定の燃料集合体の燃料移動または燃料燃焼限界に関連する炉心の寿命分析を実行することができる。ＴＷＲ原子炉および他の長寿命または燃料サイクル原子炉は、燃料がより長い期間（例えば、１０年以上）にわたって炉心内に留まることを可能にし得るので、燃料および燃料集合体コンポーネントの物理的限界が考慮され得る。同様に、増殖および燃焼原子炉（ＴＷＲ原子炉を含む）は、任意の特定の燃料シャッフル操作分析においてどの燃料集合体を移動させるか、それらの燃料集合体をどこに移動させるか、およびそれらの燃料集合体をいつ移動させるかを決定するときに、燃料燃焼度および燃料変換（燃料親から核分裂性へ）、ＴＷＲ原子炉の場合には増殖および燃焼区域または燃焼>前面、並びに、関連する熱（温度および／または中性子）特性を、考慮してもよい。核炉心は、数百ではないにしても数十個の燃料集合体を含むことがあるので、どの集合体を移動させるか、およびどこで移動させるかの組み合わせの順列は非常に大きい。

さらに、このようなシステムは、燃料管理戦略を実施し、シミュレートされた原子炉の設計および分析を支援するためのツールとして使用することができる。ツールはまた、実際のＴＷＲ運転のためのライブ燃料管理を実施するための基礎を理解し、予測し、かつその基礎として役立つために使用されてもよい。

複数のカスケード接続された燃料集合体の移動を評価するためのこのようなシステムの１つが、例として図１に示されている。特に、図１は、一実施形態による分散システム１００を示している。１人以上のユーザ（例えば、ユーザ１０３）によって操作される１つ以上のユーザコンピュータ（例えば、ユーザコンピュータ１０２）と通信する原子炉心モデリングシステム１０１が提供されてもよい。ユーザコンピュータ１０２は、原子炉のシミュレーションおよび性能に関する情報を受信し、ユーザに表示する１つまたは複数のユーザインターフェース（例えば、ユーザインターフェース１１５）を含むことができる。

システム１０１は、例えば、１つまたは複数の処理ノード１０５を含むことができ、その各々は、１つまたは複数のプロセッサ（例えば、プロセッサ１０６）、記憶要素（例えば、メモリ１０７）、インターフェース、ネットワークコンポーネント、または他の処理コンポーネントを含むことができる。一実施形態によれば、原子炉をモデリングし、シミュレートするために必要な計算リソースは広範であり、実際には、適切な時間内に処理を完了するために、多くの動作を並行して実行する必要があることが理解される。

この目的のために、システム１０１の１つの実施態様は、処理ノードのクラスタを含むことができ、その各々は、多くの同時並列動作を実行することができる。システム１０１はまた、ストレージ（記憶装置）１０８（例えば、ディスク、ストレージアレイ、または他のストレージデバイス）などの他の要素を含むことができる。ストレージ１０８は、データ要素の中でも、設定１０９、入力ファイル１１０、出力ファイル１１１、モデル１１２、インターフェース１１３、および報告１１４を含む、原子炉をモデリングおよびシミュレートするために使用される１つまたは複数の要素を格納（記憶）することができる。特に、システム１０１は、最適な燃料移動のために分岐探索を実行するコンポーネント（本明細書では分岐探索計算器と呼ぶ）を含むことができる。コンポーネントは、１つまたは複数の最適燃料集合体移動を決定することができるハードウェア、ソフトウェア、およびそれらの組み合わせを含むことができる。

さらに、システム１０１は、シミュレーションの一部を実行し、シミュレーションの結果を提供し、動作中の原子力発電所で表示（指示）または制御動作を実行し、または他の関連する入力／出力機能を実行する目的で、１つまたは複数の外部システム１０４と通信することが可能であり得る。

一実施形態では、システム１０１は、各々が高性能ネットワーク接続によって接続されたストレージおよびメモリを含む、数百または数千のコアプロセッサを含む、ノードの高性能クラスタを含むことができる。例えば、例示的なノードは、４８ＧＢのＲＡＭ、５００ＧＢのハードディスク、ＩｎｆｉｎｉＢａｎｄネットワーク接続（例えば、４０ギガビットレート）、および１つまたは複数のコアプロセッサ（例えば、１２個のＸｅｏｎコア）を含むことができる。そのようなノードは、テラフロップの範囲で計算能力を提供するクラスタ（例えば、ＨＰＣタイプのクラスタ）内で一緒に接続されてもよい。しかし、分散型コンピュータシステムの他のタイプおよび構成を使用することができることを理解されたい。

一実施形態によれば、システムは、単一の入力から多くのモデルを統合することができ、原子炉の様々な態様のシミュレーションを提供するいくつかの外部コンピューティングシステムおよび関連するコードを一緒に結合することができる。システムは、ユーザに単一のインターフェースを提供することができ、原子炉およびその燃料移動をモデリングおよびシミュレートするために使用することができる、原子炉の、より単純かつ、より時宜を得た、モデリングを可能にすることができる。

図２Ａ～２Ｂは、一実施形態による原子炉系をモデリングするための例示的なプロセス２００を示す。ブロック２０１において、処理２００が開始する。ブロック２０２では、特定の原子炉設計に関連するモデルが作成される。例えば、そのようなモデルは、システム（例えば、システム１０１）によって提供される１つ以上のツールを使用して作成されてもよい。一例では、ユーザは、１つまたは複数の要素モデルを使用して原子炉設計を作成することができる。例えば、原子炉モデルは、以下でさらに説明するように、原子炉素子の階層的記述とすることができる。このようなモデルは、システム１０１のストレージ内に生成され、格納される。

ブロック２０３で、システムは、モデル設計、燃料集合体、中性子、制御構造などに基づいて、寿命開始時の原子炉の初期状態（ＢｏＬ）を決定することができる。一般に、システムは、各燃料要素のＢｏＬを決定し、次いで、各燃料要素は、複数の燃料サイクルシャッフルを経て、次いで、炉心から回収される。ブロック２０４で、システムは、１つまたは複数の燃料集合体の候補グループを選択し、その選択された燃料集合体のグループについて、燃料移動規則およびシステムレベル制約の１つまたは複数に従って、可能なグループ移動の複数のセットを決定する。例えば、特定の濃縮レベルを達成するまで、燃料を消耗させた燃料集合体を原子炉の中心に向かって（例えば、爆燃波に向かって）ゆっくりと増殖させることが望ましい場合がある。

ＢｏＬでは、典型的な炉心は、爆燃波をトリガするために中心に初期点火器を有し、次いで、燃料は、その領域のすぐ外側で増殖される。点火器を取り外し、増殖した燃料を内側に移動させて、「波」を定在位置に維持する。基本的に、波は、燃料に対して移動するが、燃料は、実質的に１つの場所に波の位置を維持するように物理的に内側に移動され、これは、冷却材流を単純化し得る。燃料移動のより詳細な説明は、本明細書の不可欠な部分を形成する、付属書Ｃとして本明細書に添付された「進行波核分裂反応炉、燃料集合体、およびその燃焼度を制御する方法」と題する米国特許第８，９４２，３３８号に記載され、示されている。さらに、「原子炉内の材料の移動」と題する米国特許出願は、様々な実施形態による可能な燃料移動および燃料サイクルシャッフリングを記載し、付属書Ｄとして本明細書に添付され、さらに、「定在波核分裂原子炉および方法」と題する米国特許出願１２／９２５，９８５は、付属書Ｅとして本明細書に添付され、燃料をシャッフリングして炉心の１つの領域内で燃焼前面を維持し、燃料をその領域内におよびその領域外に移動させて、燃焼領域を炉心に対して静止状態に維持するが、燃料に対して移動することを記載する。

一例によれば、システムは、分岐探索アルゴリズムを使用して、どの燃料集合体を選択し、移動させ、異なる基準を満たすように燃料集合体の選択および移動を最適化するかを決定する。具体的には、システムは、爆燃波の燃焼前面のような燃焼領域内で臨界を１より上に維持しながら、個々の燃料集合体の燃焼を（超過することなく）最大化し、これは、複数の燃料サイクルにわたってシステムによって効率的に最適化することができる。システムはまた、臨界パラメータ（例えば、原子炉、燃料集合体の物理的および他のタイプの制約など）を超えない燃料移動を考慮に入れることができる。分岐探索を実施することができるが、任意の最適化アルゴリズム（例えば、モンテカルロシミュレーション樹探索（ＭＣＴＳ））などのヒューリスティック探索アルゴリズムを使用して、最適燃料移動を決定することができる。

例えば、モンテカルロシミュレーション探索は、最適なゲームプレイを決定するためにゲーム（例えば、ポーカー）で一般に使用される。ＭＣＴＳは、従来、ゲームで使用されるときには、勝利の結果につながる動きに重み付けするために使用される結果を決定するために、複数の動きのプレイアウトがあり、ランダムな動きのサンプルがプレイされ。

ＭＣＴＳなどの探索アルゴリズムが原子炉理論に適用されるときには、１つまたは他の燃料サイクルにわたる原子炉の結果を決定するために、選択された燃料集合体グループおよびそれらの燃料集合体の移動のグループが評価される。その結果は、燃料移動の異なるグループに応答する原子炉のシミュレーションの結果であり、原子炉に関する特定のパラメータの評価である。可能な燃料移動のランダムなサンプリングが起こり得るが、可能な燃料移動の順列は、許容されるおよび／または所望される燃料移動の種類に関する発見的情報によって影響され得る。

経路は、探索アルゴリズムにおいて、ＢｏＬ（Ｂｅｇｉｎｎｉｎｇ ｏｆ Ｌｉｆｅ）から原子炉の最終状態への状態遷移、または分岐探索およびシミュレーションを示す図２Ｃにより詳細に示すような外部燃料補給動作などの他の何らかの状態として定義することができる。経路に沿ったノードは、燃料サイクルと定義することができ、各サイクルで実行される燃料移動と定義することができる。一実施形態では、これらの移動は、原子炉内のカスケード移動のグループとして定義される。各サイクルにおいて、移動の各グループの結果は、原子炉心モデリングシステムによって次の予想または決定された燃料移動までの時間にわたってシミュレートすることができ、原子炉パラメータの結果（例えば、上述の因子（要因）の中でもとりわけ、炉心のＫ－有効（Ｋ－ｅｆｆｅｃｔｉｖｅ）、出力分布、および反応度変動、集合体の燃焼度の評価）を評価することができる（例えば、燃料サイクルにおいて、一連の燃料サイクルにわたって、寿命の終わりなど）。ＢｏＬ（または燃料サイクルなどの他の原子炉状態）では、燃料集合体グループを選択して移動させ、影響を受ける（例えば、変位した）集合体のカスケード移動をシミュレートすることができる。望ましくない状態（例えば、許容範囲外の動作パラメータ、望ましくない状態にある原子炉、安全パラメータ超過など）をもたらす分岐は、考慮から除外されてもよい（例えば、デッドエンド）。原子炉は、次の状態（例えば、燃料サイクル）までの時間にわたってシミュレートされ、次のサイクル（または寿命終点（ＥｏＬ）２３２）まで、別のグループの燃料集合体を選択し、移動させ、シミュレートすることができる。

一実施形態では、システムは、特定の状態からＮ個のサイクルの結果を決定するように構成される。ツリー内の探索が深ければ深いほど、解決される問題の範囲が大きくなることを理解されたい。一実施形態では、特定の設計反復に対して実用的な限定（例えば、時間、計算サイクル）が存在し得る。システムは、決定を行うために簡略化された代理モデルを使用して、Ｎサイクル燃料経路上で直接未来状態を計算するか、または未来状態を推定するように構成されてもよい。理解され得るように、燃料グループ移動の１つまたは複数の原子炉パラメータに基づくいくつかの異なる「結果」を評価またはスコア付けすることができ、例えば、燃料性能、燃焼度／燃焼限界、反応度（集合体が無限の繰り返し格子内にあると仮定すると、集合体のＫ－無限大）、出力生産量、滞留時間、燃料浪費（被覆材料の劣化）、モデリングされた核分裂性物質（または毒物のような他の材料）、および位置などである。

燃料集合体は、燃料性能に基づいて移動させることができるが、一実施形態によれば、燃料は、臨界の（例えば、指定されたｋ_ｅｆｆを有する）、そして指定された熱水力限界に適合する原子炉心を、最終的に備えなければならない。一実施形態では、全体的な目的または結果は、特定のグループ移動を排除する個々の集合体情報と共に選択処理の一部であってもよい（例えば、許容可能な集合体燃焼度を有する特定の燃料移動は、原子炉が低すぎるｋ_ｅｆｆを有する場合には許可されない場合がある）。特定のパラメータは、特定の測定値（例えば、良好、不良、許容可能、許容不可能など）を有することができ、原子炉全体並びに原子炉の独立要素（例えば、特定の燃料集合体）について評価することができる。例えば、移動の特定のセットの炉心の出力分布は、ｌ２ノルムと比較され得る平衡出力分布と比較され得る。知られているように、冷却材は、炉心から出力を除去するために必要とされ、したがって、出力および冷却材の流速が関連する。すなわち、Ｑｄｏｔ（熱除去率）＝ｍｄｏｔ（質量／秒）×熱容量×温度変化である。

一実施形態では、平衡燃料管理スキームを決定することができる。すなわち、１サイクル後に、燃料管理スキームが実行され（例えば、燃焼した集合体を除去し、新しい集合体を入れる）、システムは、最後のサイクルから生じたサイクル条件の開始を生成する。言い換えれば、システムは、同じ燃料管理動作を行うことによって、同じ条件を何度も再現し続ける（出力分布、Ｋ－有効の変動）。

サイクルにわたるシミュレーションから物理的パラメータを評価することによって、移動の各セットは、重み付けされてもよく、良好／不良のスペクトルであってもよい、一意のスコアを提供してもよい。追加のまたは代替のスコアでは、シミュレーションされた燃料移動後の炉心のＫ－有効を決定することができ、それが１．０未満であるか、または臨界閾値を超えない（Ｎよりも大きいＫ－有効）場合、スコアは０とすることができ、および／または、その特定のセットの移動を考慮から除去することができる。バイナリ（イエス／ノーまたは０／１）結果と直接のスコアの組み合わせを評価することができ、成功ではないシナリオ（ｎｏ ｇｏ ｓｃｅｎａｒｉｏｓ）は廃棄され、すべての「成功」シナリオが比較されて、そのサイクルまたは一連の燃料サイクルに最も適したスコアを見つけることができる。さらに、燃料の増殖および／または燃焼度を決定することができ、また、増殖が所望の閾値を満たさない場合、および／または燃焼度が燃料範囲または燃焼度閾値を超える場合、その分岐グループの移動を探索から除去することができる。次いで、これらのパラメータは、成功／非成功（ｇｏ／ｎｏ－ｇｏ）の選択肢（例えば、ｋ_ｅｆｆの１．０未満の値、および、平衡および、平衡を模倣しようとするこの時点までの以前の燃料管理選択肢と比較した流速等）であるいくつかの燃料移動と（例えば論理ステートメントにおいて）結合される。複数のパラメータが、燃料移動の特定の候補解がシステム要件を満たさない原因となり得るので、この組み合わせは、単に平衡単独との比較または個々の値の評価よりも良好な結果を提供する。特定の不合格候補は、考慮から取り除かれてもよく、残りは、シミュレーションタイムラインにわたってさらに評価されてもよく、最適化スコアが付けられ、最適セットを決定するために比較されてもよい。

一例では、特定のセットの移動は、原子炉が臨界的または亜臨界的であることをもたらし得る。炉心が臨界的である場合、システムはスコアに１．０を乗算する。炉心が臨界未満である場合、システムは、スコアに０．０を乗算し、おそらく選択されていない、対応する移動のセットを除去する。原子炉が平衡モードにない（しかし、平衡モードに到達しようとする）場合に選択される燃料管理スキームは、平衡における出力分布に密接に似ている（例えば、平衡モードと比較した各個々の集合体の総出力の最小二乗比較）。システムは、この数を使用して、１つのシャッフルパターンが、出力分布を複製するときにおいて他のシャッフルパターンとどの程度良好に比較されるかを評価することができ、この数は、総合スコアのコンポーネントとして使用することができる。

一般に、システムは、いくつかの可能な燃料サイクルを選択し、評価し、シャッフルし、次いで、選択された基準を最もよく満たす一連の燃料サイクルおよびシャッフルを選択する。上述したように、任意の燃料集合体の選択または移動を制限するために使用することができる任意の数の所定の基準が存在することができる。例えば、のパラメータの中でもとりわけ、燃料の種類、濃縮レベル、変換比、燃焼履歴、定在波の位置を含む１つ以上の燃料集合体パラメータに基づいて、炉心内の特定の燃料集合体の移動に制限を課すことができる。一実施形態では、特定の集合体について、それらのパラメータに基づいていくつかの分類を決定することができ、燃料移動規則を使用して、異なる種類の集合体の可能な移動を制限することができる。分岐またはモンテカルロツリー探索（または他の最適化）に関して、そのような制限は、特定の構成を除去し、探索の性能を改善し、シミュレーションの数を低減するように働くことができる。

上述したように、特定の許容可能なまたは推奨される移動の知識を使用して、可能な燃料移動の数を制限または限定することができる。例えば、収束するドライバ型燃料集合体管理スキームが決定されてもよく、核分裂性集合体（ＢｏＬは濃縮燃料を含んでもよい）は、特定のリング（例えば、円形炉心設計の場合）に充填され、炉心の中心に向かって進み、燃料集合体が高燃焼度に達するにつれて炉心の中心領域から排出される。これらのドライバ集合体は、いくつかのサイクル（例えば、３サイクル）の間、炉心内に留まることができる。ドライバ集合体は、燃焼すると反応度を失うことがあり、燃焼した燃料集合体は、炉心の中心から排出されるのではなく、後に炉心の外側領域に配置されて、半径方向の出力ピーキングを低減することができる。異なる燃料管理戦略が、任意の特定の時点において、他の燃料管理戦略よりも優れているか、または劣っているとして、システムによって使用され、評価されてもよいことを理解されたい。一実施形態によれば、特定の許容可能な移動および／または移動の組み合わせの発見的知識のために、特定の燃料移動が、分岐探索の可能性として除去される。

追加または代替の例では、供給燃料集合体タイプ管理スキームが実施され、本明細書では収束－発散と呼ばれ、いくつかの供給燃料集合体は、各燃料サイクル中に炉心の周囲から中心に向かって進み（収束）、供給燃料集合体まで変換または増殖されると、炉心の燃焼領域内またはその近傍に配置され、次いで外側に移動され（発散）、次いで、それらが燃焼すると除去される。

燃料シャッフリングは、原子炉内の高燃焼度燃料をシミュレートし、達成するために、ドライバおよび供給燃料集合体の両方を含む。物理的な制約（例えば、燃料被覆化学的相互作用）のために、供給燃料集合体は、それらがドライバ集合体体まで増殖された後に排出され、特定のサイクル数（例えば、１０サイクル）に対応するドライバ領域に到達し、燃料が燃焼する。供給燃料集合体がより高い燃焼度に適格である場合、ドライバ集合体まで増殖されたこれらの供給集合体は、炉心の中心内へ回転され、次いで炉心の外側の位置にシャッフルされることができる。

点火点がシリンダの中心内に配置されるか、または特定の炉心設計の端部に配置されるものを含む、ＢｏＬにおける多くのタイプの原子炉設計が可能であり得る。１つの特定の燃料集合体／炉心構造において、点火器は、炉心の中心軸を中心とする幾分管状の爆燃波を生成する細長いシリンダの中心に配置される。しかし、他の適切な炉心形状および爆燃波形および／または移動のために、センタリングされないか、または構成されない可能性がある、他の点火器配置が、適切に使用されてもよいことを理解されたい。結果として得られる集合体の移動は、どの燃料集合体を移動させるか、および大きな入力可用性セットおよび基準（燃料燃焼状態、材料限界状態、炉心臨界など）にわたってどこに移動させ、最適化するかの選択の分岐探索最適化の結果として決定することができる。

ＢｏＬでは、点火器に加えて、濃縮された供給集合体（以前に増殖されたか、または外部で濃縮され、次いで挿入された）を、それらの寿命の出発時に、炉心の中心に配置することができ、それらが排出されるドライバ領域に外側にシャッフルすることができる。増殖されたドライバ燃料集合体は、波のすぐ外側に配置され（例えば、燃焼前面が中心点火器から外側に移動している状態で、炉心中心とは反対側の燃焼前面の側に）、波が燃焼した点火器材料から離れるように移動するにつれて波内に配置される。増殖された集合体は、定在爆燃波を維持するために燃焼領域に循環され、物理的制約の範囲内であれば、外側にシャッフルされ、次いで排出されてもよい。このシステムは、単純でより複雑な移動タイプを評価し、どのセットの移動が最適であるかを決定するように適合されてもよい。

ドライバ供給集合体は、特定のサイクル数（例えば、３サイクル）の間、炉心内に留まることができる。このシャッフリングパターンは、増殖された燃料親燃料（例えば、核分裂性燃料）の出力生産量を表し、燃料燃焼を達成した後、または他の燃料集合体限界を超えた後、最終的に新しい供給燃料に置き換えられる。このようなタイプの燃料集合体の移動に対する制限は、燃料集合体を移動させることができる場所に対する制限として働く１つまたは複数の規則に体系化することができる。特定の燃料移動の制限は、燃料状態、材料状態／燃焼度、炉心臨界、爆燃波の位置／形状などの原子炉パラメータに基づくことができる。したがって、各集合体の状態および原子炉内のその履歴は、燃料移動規則と共に、各集合体が原子炉の後続のサイクル中にどのような移動を行うことができるかを決定するために使用され、原子炉系内でモデリングおよび考慮されることができる。任意の数の異なる分類の燃料集合体と、これらの集合体と共に使用することができる任意の数の燃料移動規則とが存在し得ることを理解されたい。場合によっては、燃料集合体の異なる分類は、それらの集合体に関連する異なる燃料移動規則を有することができる。

特定の燃料集合体は、シミュレーションおよびモデリングによって決定された状態に基づいて、かつ制限に基づいて、炉心内での移動の潜在的な候補として識別され、選択されてもよい。例えば、１つの特定の燃料集合体は、炉心内の別の位置に移動されるべき１つまたは複数のモデリングされるパラメータ（例えば、推定ドライバ燃料タイプまたは核分裂性燃料レベル）に基づいて、供給燃料集合体またはドライバ燃料集合体として識別することができる。例えば、供給燃料集合体は、供給燃料の増殖または減速のために配置されてもよく、および／またはドライバ燃料集合体は、ＴＷＲ原子炉の燃焼前面などの燃焼領域に近接して配置されて、燃焼前面の位置、形状、および／または移動速度に影響を及ぼしてもよい。このようにして、いくつかの追加の集合体を識別することができ、これらの集合体は、同様の状態および／または制限特性を有することができる。一態様によれば、集合体が次のサイクルのどこに配置されることができるかに基づいて、各燃料移動は、シミュレートされた状態および／または制限特性内で移動される必要がある別の燃料集合体を変位させることができるので、移動のカスケードは、これらの個々の燃料集合体に対して（例えば、コンピュータシステムによって）決定されることができる。このようにして、１つの燃料サイクルは、最初に選択されたものを超える複数の燃料集合体の一連のカスケード移動を含むことができ、燃料移動の各グループは、前の燃料移動のセットによって変位された燃料集合体のための燃料移動を必要とする。次いで、原子炉心は、これらの燃料移動が特定の基準を満たすか、または超えるかどうかを判定するために、時間的に前方にシミュレートまたは伝播することができる。最適な燃料移動を決定するために２つ以上の燃料サイクルがシミュレートされる場合、選択された燃料集合体の同じ初期のセットまたは異なる燃料集合体のすべてまたはいくつかは、シミュレートされた第２の燃料サイクルにおいて移動するように選択され得、あるいはいずれの燃料集合体もそのように選択され得ず、これらの燃料移動の各々は、先行する燃料移動によって変位されたこれらの燃料集合体の燃料移動をカスケードするか、または必要とする。前述のように、これらの燃料集合体の移動および／または運動のために選択される燃料集合体は、制限、発見的方法、および／または基準に基づいて決定されてもよい。燃料移動はまた、制限および／または基準に基づいて、炉心から１つまたは複数の燃料集合体を除去することを含むことができる。一実施形態では、移動の可能なチェーン（ｃｈａｉｎ）を構築し、可能なグループ移動として格納することができ、制約に基づく最適なグループおよび一連の移動を、集合体を移動すべき場所として選択することができる。特定のタイプの燃料集合体を有するいくつかの例示的な炉心設計が、以下に説明するように、例として図５Ａ～図５Ｃに示されている。

一態様によれば、システムは、移動する燃料集合体の複数の可能な選択を生成し、次いで、他の状態または所望の結果の中でもとりわけ、燃料燃焼限界（一実施形態では、最高の燃料燃焼を達成することが望ましい場合がある）―材料燃焼限界（中性子環境の材料効果を超えることができない）、炉心内の臨界、１に維持される炉心内の臨界、のいくつかのパラメータに対して測定されるように、どの燃料集一態様によれば、システムは、移動する燃料集合体の複数の可能な選択を生成し、次いで、燃料燃焼限界（一実施形態では、最高の燃料燃焼を達成することが望ましい場合がある。）－（中性子環境の材料効果を超えることができない）材料燃焼限界、数ある条件または所望の結果の中でも、１に維持される炉心内の臨界、のいくつかのパラメータに対して測定したときにどの選択が最適に移動するかを決定する。

ブロック２０５で、システムは、可能なグループ移動の各セットについて、原子炉上の移動の効果の分析を決定する。これは、例えば、原子炉の現在の状態と、１つまたは複数の一連のグループ移動の後の任意の数の後続の状態とに基づいて１つまたは複数のシミュレーションを実行することを含むことができる。一実施形態では、燃料サイクル／シャッフルの数は、外部燃料補給動作まで決定される。任意の数の燃料サイクル／シャッフルが、最適な燃料移動を評価する際に評価され得ることが理解されるべきである。一例では、燃料移動は、特定のまたは燃料集合体グループについて、または所定の時間もしくは数の燃料サイクルもしくは任意の他の適切な基準にわたって、ＢｏＬからＥｏＬまでシミュレートされてもよい。

上述のように、１つまたは複数のシステムは、以下でさらに説明するように、１つまたは複数の燃料集合体の移動に応答する炉心に関連する中性子、燃料性能、熱／水力学、移動学、機械的、安全性、および経済的パラメータをシミュレートする。限界は、温度限界、圧力限界、原子炉臨界変動などのような、原子炉に関連する特定のパラメータについて決定されてもよく、それを超えると、候補移動セットを可能な移動として排除する。例えば、ブロック２０６において、原子炉に関連する所定の限界のいずれかが、特定の移動グループまたは移動に対して超過されたかどうかが決定される。１つまたは複数の限界を超えた場合、ブロック２０７で、グループ移動の特定のセットが、可能なグループ移動のリストから除去される。そのような移動は、原子炉の初期状態（例えば、ＢｏＬ）から、１つまたは複数の後続の状態（例えば、追加の集合体が追加され、他の集合体が原子炉から取り外される燃料補給動作まで）を介して決定することができる。次いで、原子炉モデルは、新しい初期状態で更新されてもよく、さらなる燃料移動の分析が計算されてもよい。実際、原子炉の寿命に及ぶ最適な燃料移動を計算することができることを理解されたい。ブロック２０７でグループ移動の特定のセットが除去された場合、システムはブロック２０５に戻り、選択された燃料集合体の代替移動を決定し、それらの移動が基準を満たすかまたは超えるかどうかを決定することができる。加えて、または代替として、システムは、ブロック２０４に戻って、移動すべき燃料集合体の代替グループを選択し、ブロック２０５に進んで、選択された燃料集合体の新しいグループの移動のセットを決定することができる。

１つ以上の限界を超えない場合、ブロック２０８において、グループ移動のセットに関連するスコアが決定され得る。例えば、システムは、候補グループ移動の各々に関連するスコアを決定することができる。スコアは、情報の中でもとりわけ、既存の炉心データ、炉心および燃料集合体パラメータの履歴を含むが、これらに限定されない、１つまたは複数のパラメータに基づくことができる。一実施例では、スコアは、安全限界内で原子炉がどの程度良好に機能するかの評価、臨界ウィンドウ、特定の燃料集合体がどのレベルまで燃焼されるか、増殖されるか、または特定の燃料集合体に関連する他の状態情報を含むいくつかの因子に基づいて決定することができる。他の実装形態では、スコアは、とりわけ、過渡性能、出力係数、燃焼限界、集合体流量限界および要件、臨界要件、ピークフラックス要件、出力形状要件を含む、本明細書で説明される因子のうちの１つまたは複数に基づくことができる。スコアは、各サイクルの開始時に決定することができ、スコア決定は、１つのサイクルおよびＮ個のサイクル内のシミュレーションのすべての期間にて、燃料管理スキームに深く拡張することができることを理解されたい。

（ブロック２０９で決定されるように）所望のグループ移動または可能なグループ移動のすべてが評価された場合、システムはブロック２１０で最適な移動セットを選択する。そのような情報は、システムによってユーザに提示されてもよく、別のシステムによって使用される制御情報として提供されてもよく、または他の何らかの形態で出力として提供されてもよい。ブロック２１１で、処理２００は終了する。

図２Ｂは、一実施形態による、分岐探索を使用して最適解を選択するためのより詳細なプロセス２２０を示す。ブロック２２３において、システムは、原子炉およびその燃料集合体の初期状態、および他の関連パラメータを決定する。例えば、使用される原子炉の状態は、原子炉のＢｏＬ（Ｂｅｇｉｎｎｉｎｇ ｏｆ Ｌｉｆｅ）状態、燃料サイクルにおける炉心の状態、または他の適切な時間であってもよい。ブロック２２３において、システムは、原子炉の初期状態（例えば、問題の初期状態）を取り、その状態をＮ個の異なる問題初期状態にコピーする。実際には、これは、原子炉モデルおよびその関連データを複製して複数のコピーを作成することによって達成することができる。ブロック２２４において、システムは、Ｎ個の初期問題状態を、各潜在的変化または変化のグループで修正する。例えば、変化は、原子炉心内の燃料集合体の位置、特定の集合体における核分裂性および／または燃料親燃料の種類および／または量などの１つ以上の変化であってもよい。次に、Ｎ個の修正された問題状態の各々は、Ｎ個の原子炉シミュレーションを実行し、次いでブロック２２６で最適解を選択することによって評価される。一実施態様では、原子炉モデルがコピーされ、（例えば、以下でさらに説明するように）専用のコンピュータシステムによって複数の並列シミュレーションが実行される。次に、すべてのＮ個の結果が検査され、最良の結果が、その分岐探索に対する解となるように選択される。

解決されていた問題については、その解で十分であり、ブロック２２８でプロセスが完了するか、または、システムは、ブロック２２７で、新しい解を別の分岐探索のための初期状態として使用し、分岐探索プロセスが繰り返される。この場合、初期状態は、各集合体の状態であり、その集合体が、移動されるように選択され、次いで、一般的な収束／発散様式で移動される（これは、１つの例示的なベースライン仮定であり、説明されるように、移動順列の可能な数を低減する）。次いで、分岐ツリーの各レベルは、各燃料サイクルのための移動のための他の集合体および／または集合体のサブセット、またはその燃料サイクルのために移動されるべき異なる位置を選択し、システムは、複数の燃料サイクルのためにこの動作を実行し、各サイクルのための炉心環境をモデリングし、燃料集合体状態を更新する。

任意の原子炉パラメータを修正および／または制限として使用することができることを理解されたいが、修正することができる状態因子のいくつかの例は、限定されないが、とりわけ、塗抹（ｓｍｅａｒ）密度、燃料要素内の燃料材料および位置、炉心内の位置、燃焼状態（どのようにして格納されるか、時間、核分裂生成物、圧力、実際の測定値、または実際の測定値からの推測）、制御挿入状態、および／または、原子炉にて期待される出力を含む。実際には、変更することができるいくつかの因子には、シャッフルされる集合体の数、集合体がシャッフルされる場所および／または方向、シャッフルされるように選択される集合体（場所、燃焼度、組成物、出力などによって）が含まれ、因子の中でもとりわけ、Ｋ－有効、出力分布、および反応度変動に関して結果を評価することができる。

特定のパラメータは、それを超える場合、特定の移動グループ（例えば、所定の閾値を超える特定の反応度変動を有する移動グループ）を除去するために使用することができる。他のパラメータを使用して、特定の分岐を完全に除去することができる。別の実施形態では、パラメータの特定のグループを使用して、パラメータの特定のセットの「スコア」を定義することができる。このスコアは、パラメータのセットを使用するシミュレーションの特定の結果の妥当性を評価するために使用することができる。いくつかの実施形態では、そのようなスコアは、他のパラメータよりも優先順位または重みを有する、特定のパラメータを有する重み付けされたスコアであってもよい。

１つの特定の例では、分析は、初期炉心構成（例えば、炉心の特定の位置内に配置された特定種類の燃料集合体素子を有する原子炉状態）を使用して開始することができる。後の時間の別のステップ（例えば、燃料補給動作中）において、いくつかの燃料集合体が新しい可能な状態に移動される。これは、例えば、位置上の順列を有する所定の経路を使用して、位置上のランダムな順列を有する所定の経路を使用して、位置上のランダムな順列を使用して、または他の所定の方法を使用して、単独でまたは組み合わせて行うことができる。次いで、新しい候補状態に関連する修正された炉心は、（例えば、原子炉物理学のシミュレーションに基づいて）原子炉心モデリングシステムによって個別にモデリングされ、機能が新しい候補状態のそれぞれに適用される。次いで、システムは、機能の結果を比較して、次に最良の炉心シャッフルを選択することができる（単一サイクル調査の場合）。一実施形態では、システムは、次に、新しいサイクルを計算するために最良のシャッフリングパターンを選択し、その後、（例えば、後の燃料補給動作のために）後の次のステップのために評価プロセスを再開する。評価は、個々のステップ（例えば、個々のステップを最適化すること）について行われてもよく、または、評価は、それらの複数のサイクルにわたって最適化するために、複数のサイクルにわたって行われてもよい。

図３は、様々な実施形態による原子炉をモデリングし、制御するために使用することができるシステム３００の実施形態を示す。特に、分散システム３００は、ユーザ３０３によって操作されるユーザコンピュータ３０２に結合される原子炉心モデリングシステム３０１を含む。システム３０１は、モデリングされた原子炉に関連する１つまたは複数の素子、システム、および他の実在物との間で情報を通信することができる。

一実施形態によれば、システム３０１は、運転原子炉プラント３０４に結合される。プラント３０４は、原子炉（例えば、原子炉３０７）の動作に関連する動作データを捕捉するデータ取得要素３０５を含むが、これに限定されない、１つまたは複数の要素を含むことができる。上述のように、原子炉は、任意の適切なタイプの原子炉であってもよく、場合によっては、ＴＷＲ原子炉であってもよい。そのようなデータ取得要素は、プラントデータを捕捉し、通信するために使用することができる１つまたは複数のシステム、コンピュータ、センサ、または他の要素を含むことができる。一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステム３０１は、原子炉のシミュレーションを実行するために、実際のプラント内データを評価することができる。このような実際のプラント内データは、原子炉内の候補燃料移動を評価するために使用することができる。

プラント３０４はまた、原子炉３０７を操作するために使用され得る、１つ以上の計測装置および制御要素３０６を含み得る。このようなシステムは、１つ以上のシステム、コンピュータ、電気機械式装置、制御システム、バルブ、または原子炉３０７を操作および監視するために使用される他の実在物を含み得る。

特に、原子炉３０７は、原子炉内で１つ以上の燃料集合体の移動を行うことができる燃料取扱機を含むことができる。燃料取扱機は、容器内、外部容器、または両方の組み合わせであってもよい。このような燃料移動は、本明細書で説明する任意のプロセス（例えば、図２を参照して上述したような）によって決定されるものを含むことができる。

原子炉心モデリングシステム３０１は、データセット、モジュール、システム、コンポーネント、および／または原子炉をモデリングおよびシミュレートするために使用される任意の他の実在物を含むが、これらに限定されない、１つまたは他の要素を含むことができる。一実施形態では、システム３０１は、１つまたは複数の燃料移動規則に従って潜在的な燃料移動を識別するいくつかの候補燃料移動セット（例えば、複数の燃料移動セット３０９）を含むことができる。システム３０１はまた、原子炉モデルおよびそのシミュレーションに関連する情報を維持する記憶コンポーネント３１０を含むことができる。例えば、コンポーネント３１０は、原子炉プラントに関連する動作パラメータを格納するように適合されたデータベースエンジンを含むことができる。一例では、コンポーネント３１０は、情報の中でもとりわけ、燃料集合体に関連する履歴、それらの動作寿命、燃料移動の履歴を格納することができる。

システム３０１はまた、例えば、炉心に関連する中性子、燃料性能、熱／水力学、移動学、機械的、安全性、および経済的パラメータをシミュレートするモジュールなど、１つまたは複数のシミュレーションコンポーネント３１１を含むことができる。一実施形態によれば、炉心の様々な態様をシミュレートする１つまたは複数のシミュレーションエンジンを提供することができる。例えば、決定論的シミュレーションモジュールのＭＣ２／ＤＩＦ３Ｄ／ＲＥＢＵＳスイート、ＤＩＦＮＴ高度拡散ソルバ、ＭＣＮＰＸＴまたはＭＣＮＰＸなどの確率的中性子モジュール、サブチャネル分析（サブチャネル）および／またはＣＯＢＲＡなどの熱水力分析を実行するエンジン、燃料性能フィードバック分析、ＣＯＢＲＡなどによる炉心機械分析、温度分析、ＳＡＳＳＹＳ／ＳＡＳ４Ａなどによる過渡解析、共分散および感度行列を決定するモジュールを使用する不確実性分析など、炉心中性子の分析を実行する１つまたは複数のシミュレーションエンジンを提供することができる。

一実施形態によれば、システム３０１は、並列モデルシミュレーション３１３を開始することができる。特に、上述したように、各々がそれぞれの潜在的な燃料移動に関連する複数のシミュレーションを並列に実行することが有益であることが理解される。この目的のために、システム３０１は、既存の原子炉状態および複数の燃料移動セット３０９が与えられると、複数の並列計算を生成するように適合されてもよい。一実施例では、システム３０１は、１つまたは複数の並列プロセスを使用して、１つまたは複数の燃料移動セットを並列にモデリングし、シミュレートする。

システム３０１はまた、セット３０９の中から最適な燃料移動セットを決定するように適合された評価コンポーネント（例えば、評価コンポーネント３１２）を含むことができる。特定の燃料移動セットは、例えば、それらのシミュレーションの結果１つ以上の原子炉制約（例えば、原子炉制約３１４）を超える場合、除外されてもよい。例えば、１つの特定の移動セットのシミュレーションは、臨界決定を許容範囲外に逸脱させることができる。別の例では、特定の移動セットの別のシミュレーションにより、燃料集合体が特定の温度限界または任意の他の原子炉性能パラメータを超えるようにすることができる。分岐探索の場合、Ｎ個のセットの変化の数は、変化され得るパラメータの総数から低減され得ることが理解される。例えば、特定の仮定（例えば、特定のタイプの燃料集合体は、その特性に基づいて特定の炉心位置に移動されない）によれば、特定の分岐をなくすことができ、並列シミュレーションの数を減らすことができる。

図４は、実際の原子炉の運転に関する一実施形態による原子炉分析を実行する例示的なプロセス４０４を示す。ブロック４０１において、プロセス４００が開始する。ブロック４０２において、設備（例えば、設備３０１）は、（例えば、図２を参照して上述したように）最適なグループ移動の少なくとも１つのセットを決定する。ブロック４０３で、システムは、最適なグループ移動を、炉心上で選択された移動を実行するシステムに伝達する。例えば、燃料取扱機は、炉心内で指示された燃料移動を実行することができる。一実施形態では、システムは、燃料処理装置に制御コマンドを発行することができる。

ブロック４０４で、システムは、１つまたは複数の原子炉状態を測定することができ、その結果として、原子炉の１つまたは複数のモデルを更新することができる。例えば、実際の原子炉状態は、１つまたは複数のデータ取得要素、計測装置および制御要素、または他のシステムもしくはコンポーネントを介して取得された情報に基づいて決定することができる。ブロック４０５では、炉心内部の燃料集合体を炉心外部からの新しい燃料集合体と交換することを含む外部燃料補給が行われるか否かが判定される。外部燃料補給が行われない場合、システムは、原子炉で次の燃料移動サイクルが行われるように、別の一連の最適なグループ移動を決定してもよい。システムは、外部燃料補給動作の前に炉内燃料移動の複数のサイクルを実行することができる。

ブロック４０５において、外部燃料補給が行われるべきであると判定された場合、ブロック４０６において、使用済み燃料を除去し、炉心の外側からの新しい燃料と交換することができる。燃料補給の結果として、システムによって維持されるモデルは、（例えば、ブロック４０７において）更新される必要がある。プロセス４００は、１つまたは複数の炉心内移動シーケンスおよびその後に外部燃料補給動作が続くことを含めて再度始まってもよい。このようにして、システムは、運転中の原子炉と共に移動する燃料を分析するためのツールとして使用することができる。

上述したように、異なる種類の燃料集合体は、異なる種類の燃料として特徴付けられ、それに応じて原子炉心内に配置されてもよい。燃料集合体の種類、その履歴（例えば、ドライバ燃料変換および／または燃焼度）、および燃料移動規則は、燃料集合体が任意の特定の燃焼サイクルのために（例えば、分岐探索計算器によって）どこに移動されるかを決定することができる。一実施形態による分岐探索の１つの出力は、移動サイクルにわたる反応度変化の予測を提供する。さらに、分岐探索が平衡状態で出力形状を最適化することを可能にするスキームを開発することができる。

図５Ａに示されるようなＴＷＲ炉心の１つの円形配置では、炉心は、高さ（図示せず）を有し、原子炉心モデリングシステムによってモデリングされる六角形燃料集合体を使用して配置される。燃料集合体は、ドライバ燃料（ドライバ燃料は増殖または濃縮されたサブタイプを含むことができる）、供給燃料鉛試験集合体（ＬＴＡ）燃料として特徴付けることができ、その各々は、最初に炉心の位置内に配置される。ＬＴＡ燃料は、例えば、最終的に炉心用の燃料集合体として使用することができる試験プログラムで照射される実験集合体とすることができる。

燃料集合体は、さらに、燃焼レベルに応じて特定のグループに特徴付けられ、割り当てられてもよい。例えば、燃料集合体は、供給燃料およびドライバ燃料としてさらに特徴付けられてもよく、これらのタイプの燃料のさらなる段階があってもよい。例えば、供給燃料は、内側、外側、中間、および中心供給燃料として特徴付けることができる。ドライバ燃料は、炉心内の燃料の位置を特徴付けるブースタ、中間および内側ドライバ燃料として特徴付けることができる。内側燃料は、半径方向中心に向かって配置され、外側燃料は、周囲に向かって配置され、中間燃料は、内側燃料要素と外側燃料要素との間に配置される。中心供給燃料は、炉心の中心に配置される。それらの特性に応じて、異なる集合体が、炉心内の特定の位置により適している場合がある。

他のタイプの要素（例えば、安全棒（安全ロッド）、反射器、材料試験集合体、炉心バレル、制御棒など）は、炉心内の位置をとって、原子炉を監視および制御することができる。一実施例では、燃料は、中心位置からいくつかのリングに放射状に配置されてもよい。リングは、反射器リング、輻盾（ｒａｄｉａｌ ｓｈｉｅｌｄ）、および炉心バレルリングの各々または任意の組み合わせのうちの１つ以上を含み得る。

上述したように、１つ以上の燃料集合体パラメータを用いて炉心移動を決定することができる。燃料集合体パラメータは、パラメータの中でもとりわけ、被覆集合体構造、燃料の種類、濃縮度、燃焼履歴（燃料および／または構造の）、特定の集合体のｋ_ｅｆｆ、サイクルにわたる反応度変動（例えば、特定の集合体の中性子束によって測定される）、サイクルの期間長のうちの１つまたは複数を含むことができる。一実施形態では、特定の集合体について、それらのパラメータに基づいていくつかの分類を決定することができ、燃料移動規則を使用して、異なる種類の集合体の可能な移動を制限することができる。特定の燃料移動規則は、特定のパターン（例えば、燃料が燃焼領域の外に運ばれるジグザグ効果、１サイクルおきに特定の数の移動のチェーンなど）を生成するように実施されてもよい。さらに、システムはまた、分岐探索計算器に入力を提供することなどによって、探索プログラムと相互作用（対話）する入力を含み得る（例えば、サイクル４で停止する、より多くの濃縮（ｅｎｒｉｃｈｍｅｎｔ）を使用することによって燃焼を低減するなど）。

一例では、収束するドライバ型燃料集合体管理スキーム（以下でさらに説明する）を決定することができ、濃縮された集合体は、特定のリング（例えば、円形炉心設計の場合）に充填され、炉心の中心に向かってゆっくりと進み（漸増的（増加的、追加的）に（ｉｎｃｒｅｍｅｎｔａｌｌｙ）シャッフルされ）、燃料集合体が高燃焼度に達するにつれて炉心の中心領域から排出される。これらのドライバ集合体は、いくつかのサイクル（例えば、３サイクル）の間、炉心内に留まることができる。

ドライバ（核分裂性）燃料集合体は、ドライバ燃料集合体が核分裂性であるときには、燃焼領域（ＴＷＲ原子炉の燃焼前面に近接する）の中心に配置され、燃料親であるか、またはそれらの衰退（減少、減退）（ｄｅｃｌｉｎｅ）状態にあり、中性子吸収体のように若干作用するか、または低い反応度を有するときには、外側炉心に配置される。供給燃料集合体は、一般に、外側領域で増殖されてドライバ集合体となり、集合体が特定の状態のｋ_∞または反応度または増殖状態に達すると、増殖されたドライバ燃料は、燃焼されるように移動される。特に、これらの増殖された集合体は、炉心または指定された燃焼領域に対して、爆燃波の所望の位置の領域に移動される。

別の例では、供給燃料集合体タイプ管理スキームが実施され、本明細書では収束－発散と呼ばれ、いくつかの燃料集合体は、燃料サイクル中に炉心の周囲から中心に向かって進むか、または漸増的にシャッフルされる。場合によっては、供給燃料シャッフリングは、原子炉内の高燃焼度燃料をシミュレートするために、濃縮燃料集合体と非濃縮燃料集合体の両方を含む。物理的な制約（例えば、燃料被覆化学的相互作用）のために、いくつかの燃料集合体は、特定のサイクル数（例えば、１０サイクル）に対応するドライバ領域に到達すると、排出され得る。供給燃料集合体がより高い燃焼に適格である場合、ドライバ集合体に変換されたこれらの供給集合体体は、炉心の中心へ回転またはシャッフルすることができ、および／または、燃焼が増加するにつれて燃焼領域の外側の位置にシャッフルすることができ、次いで、炉心周囲および／または炉心の外側のいずれかに退避することができる。

ドライバ燃料集合体は、炉心から外部に導入された濃縮集合体であってもよく、炉心の中心領域でその寿命を開始することができ、一方、増殖されたドライバ燃料は、燃焼領域の外側でその寿命を開始し、ドライバ燃料に増殖されるときに炉心の中心燃焼領域に向かって移動することができ、次いで、増殖されるときに、各タイプのドライバ燃料集合体は、それらが排出されるドライバ領域に向かってシャッフルされることができる。濃縮燃料集合体（点火器の一部として作用することができる）は、特定のサイクル数（例えば、３サイクル）の間、炉心内に残る（留まる）ことができる。このシャッフリングパターンは、濃縮されたドライバ燃料の出力生産量を表し、最終的には、より高い燃焼時間および滞留時間に適格となった後に、濃縮されていない供給燃料によって置き換えられる。燃焼濃縮（イグナイタ）ドライバ燃料を除去し、増殖されるドライバ燃料に移行する移行中の臨界の移行および維持は、特に敏感であり、燃料燃焼を最適化し、原子炉の臨界を維持することに関して、上述のモデリングおよび分岐探索方法論から有利である。このようなタイプの燃料集合体の移動に対する制限は、燃料集合体を移動させることができる場所に対する制限として働く１つまたは複数の規則に体系化することができる。これらの制限的燃料移動規則は、シミュレーションを通して評価されるべき燃料移動の候補セットを決定するために使用され得る。したがって、各集合体の状態および原子炉内のその履歴は、燃料移動規則と共に、各集合体が原子炉の後続のサイクル中にどのような移動を行うかを決定するために使用される。

図５Ｂは、一実施形態による燃料集合体タイプの様々な分類を含む、ＴＷＲ炉心の別の例示的な構成を示す。上述したように、燃料集合体は、炉心内のそれらの位置に従って、または増殖および／または燃焼領域、それらの濃縮レベルおよび燃焼履歴に関連して分類することができる。図５Ｂは、反射器燃料５１０、輻盾５１１、外側ドライバ燃料、炉心バレル燃料５１３、およびコールド池（ｃｏｌｄ ｐｏｏｌ）燃料５１４を含む一実施形態による燃料の特定の配置を示す。

反射器燃料（例えば、反射器燃料５１０）は、一般に、中性子束を炉心の燃料領域に反射して戻すように設計された燃料集合体である。輻盾要素５１１は、中性子を吸収して、中性子を通過するフラックスを低減し、遮蔽している構造体への中性子損傷を制限するように設計された要素である。外側ドライバ燃料５１２および炉心バレル燃料５１３は、一般に特定の仕様内にある炉心内の燃料集合体の位置を決定する。一例では、本明細書は、他の燃料集合体と比較して、濃縮塗抹密度の変化も含む。

コールド池燃料５１４は、容器記憶部（ストレージ）または容器外記憶部のいずれかに格納された燃料である。この燃料は、燃焼されるべき炉心の活性燃料領域に戻っても戻らなくてもよい。

上述したように、パラメータの中でもとりわけ、炉心内のそれらの位置、並びに供給ドライバ燃料への変換レベル、ドライバ燃料の燃焼度に基づいて、燃料の異なる分類が存在し得る。例えば、供給燃料（内側、中間、外側、中心）、ドライバ燃料（内側、中間、ブースタ、外側）、およびＬＴＡ（鉛試験集合体）燃料などの燃料の異なるタイプ／分類が存在し得る。特定の集合体の分類は、それが燃料親燃料から核分裂性燃料に増殖され、次いで燃焼されるにつれて、燃料の寿命にわたって変化し得ることを理解されたい。さらに、特定の集合体内の燃料は「燃焼」され得るが、構造（例えば被覆）は、依然として物理的限界内にあり得、したがって、集合体は、中性子吸収体／制御として使用され得る。

例えば、異なる分類／下位分類のために、これらの集合体に対して異なるレベルの濃縮が選択されてもよい。例えば、ドライバ燃料は、より低いレベルの核分裂性燃料を有する供給燃料と比較して、いくらかの最高レベルの塗抹密度を有し得る。例えば、ＢｏＬにおけるブースタドライバ燃料は、約２０％の量の核分裂性燃料を有することができ、一方、内側ドライバ燃料は、いくつかの位置において１０％程度の低いレベルを有することができる。供給燃料集合体の場合、外側供給集合体体などのいくつかの集合体は、１％未満の核分裂性燃料レベルを有することができ、一方、現在のドライバ集合体である中心供給燃料集合体は、増殖時にドライバ集合体の核分裂性量（例えば、１２％）に近づくか、またはそれを超えることができる。しかし、他の多くのタイプの核分裂性燃料量および炉心タイプを、様々な実施形態に従って評価することができることを理解されたい。例えば、消耗ウラン、高濃縮ウラン、またはその間の任意のレベルの濃縮を使用し、様々な実施形態に従ってモデリングすることができる。

また、燃料集合体のそのような分類は、ＢｏＬにおける特定の炉心設計内の割り当てられた位置、または燃料集合体の寿命の特定の状態のための割り当てられた領域を有することができる。例えば、図５Ｃは、特定の円形炉心の１／３を示す特定の炉心設計５２０を示し、異なる種類の集合体の各々が特定の炉心位置内にある。図５Ｃに示される炉心は、全炉心に対する集合体計数（カウント）（ｃｏｕｎｔｓ）を含む、炉心寿命の初めにおける炉心の半径方向レイアウトであってもよい。図示された例示的なレイアウトは、２つの反射器リング（可動であっても可動でなくてもよい）、輻盾、およびバレル線量推定のために含まれる炉心バレルを含む。そのような設計は、特定の燃料集合体が炉心内でどこに移動されてもよいかに関する制限として、特定の燃料集合体の燃料タイプ特性に関連して使用されてもよい。次いで、このような情報を使用して、可能な燃料移動を決定することができ、そこから最適な燃料移動を選択することができる。

異なる幾何学的形状、要件、およびパラメータを有する他の種類の燃料および集合体タイプ、並びに炉心レイアウトを使用することができることを理解されたい。

原子炉モデリング図６は、原子炉の設計および運転をモデリングするための１つの従来のプロセス６００を示す。例えば、原子炉の様々な態様を分析するためのツールが存在するが、これらのツールの多くは、学習することが困難であり、互いに切り離され、更新されないことが理解される。従来のタイプの分析では、各ケースは、各チームが専門的な分析を行っている状態で、チームからチームに渡される。例えば、一般的な原子炉設計が作成され、シミュレーションの各態様に関する情報、例えば、中性子６０１（例えば、出力およびフラックス計算）、熱／水力学６０２（例えば、温度および圧力を計算する）、安全性６０３（例えば、オフノーマル状態での炉心過渡特性を計算する）、燃料性能６０４（例えば、被覆材上の燃料からストレスを計算する）、炉心機械６０５（例えば、燃料集合体の歪みを計算する）、燃料管理６０６（例えば、燃料集合体がどのように移動すべきかおよびどのように移動すべきかを選択および決定する）、および過渡解析（例えば、反応度係数、中性子、流体流量、温度を更新すること、制御棒値を決定すること、および、安全性および事故の分析）がチームからチームへと渡される。軽微な変更が行われると、軽微な変更を検証するためにサイクル全体を実行する必要があるので、遅延が生じる。したがって、わずかな変更では、そのようなプロセスは実行可能でも効率的でもない。

図７は、様々な態様による原子炉をモデリングするための修正された処理７００を示す。この修正されたプロセスでは、単一の分析者が炉心設計のすべての態様を考慮し、効率的にモデリングおよびシミュレートすることができるわずかな変更を行うことを可能にする原子炉心モデリングシステム７０６が提供される。一実施形態では、システム７０６は、原子炉分析を実行するために必要なモジュール（例えば、モジュール７０１～７０５）と効率的に通信する集中モデルおよびインターフェースを含む。例えば、燃料位置に関してわずかな変更を行うことができ、位置変更の影響を、多大な労力を要することなく、より短い時間で再シミュレートすることができる。また、わずかな変更を伴うシミュレーションは、より短い時間で行うことができるので、そのようなシミュレーションは、いくつかの可能な設計選択肢の中で最適化することができる。また、手作業の努力は、データ処理およびグループ間の通信および調整に集中していないので、原子炉コンポーネントのより正確なモデルの開発、またはより最適な原子炉設計および燃料移動に、より多くの努力を向けることができる。

また、図８Ａに示すように、原子炉プラントのモデリングおよびシミュレーションを実行する目的で、様々な入力および出力を分析者／ユーザが利用できるようにすることができる。例えば、単一のツールと、原子炉の設計およびシミュレーションを可能にするインターフェースのセットとを含むシステムが提供される。例えば、原子炉心モデリングシステム８０１は、中性子シミュレーション８０２、燃料性能シミュレーション８０３、熱／水力学シミュレーション、ＢｏＬ組成物８１０、幾何学的機能８０９、燃料管理ロジック８０８の作成、設定の管理８０７、データベースストレージ８０５、および可視化ツール８０６を含むがこれらに限定されない、いくつかの機能を実行するように構成することができる。

さらに、システムは、新しいモジュールと既存のモジュールと、それらを使用する分析者との間の効率的な通信および結合を提供する。さらに、プロセスはより効率的に行われ得るので、いくつかの設計決定に関連する複数のシミュレーションが効率的に実行され得るので、最適化が許容される。別の実施形態によれば、異なる設計に関連する複数のシミュレーションを並列に実行することができ、複数の設計オプションを評価するのに必要な時間および労力をさらに低減するプラットフォームが提供される。これは、例えば、上述したように、燃料移動の複数の候補セットに基づいて最適な炉心設計を決定するのに有用であり得る。

さらに、モデリングおよびシミュレーション処理がより効率的になり得る場合、原子炉を監視し、潜在的な変化をシミュレートし、原子炉の変化に応答する原子炉の摂動を監視する目的で、原子炉プラントの動作に、より効果的に統合され得ることが理解される。特に、そのような変化は、実際の運転中の原子炉制御変化（例えば、制御棒引き抜き）を含むことができる。

図８Ｂは、原子炉心モデリングシステム（例えば、システム８０１）によって使用されるコンポーネントのより具体的な例を示す。多数の物理的相互作用が、空間的および時間的に数桁に及ぶ核炉心内で起こる。３×１０^－７秒の寿命を有する中性子は、次の３×１０^１２秒にわたってその崩壊熱を放出する核分裂を引き起こす可能性がある。崩壊する核分裂生成物からのガンマ線は、遮蔽（シールド）構造を非対称的に加熱し、炉心集合体を機械的に湾曲させ、締め付け、燃料管理を困難にする可能性がある。異なる出力を有する隣接する集合体から出てくる冷却材は、乱流的に混合し、炉心の上方での計測に熱ストライピングを誘発することがある。これらの結合相互作用はすべて、原子炉を効果的に設計するために一緒に考慮されなければならない。

例えば、原子炉心モデリングシステムの一実施形態は、フレームワークコンポーネント８２０、中性子コンポーネント８２１、熱／水力学コンポーネントａ２３、炉心機械コンポーネント８２４、過渡解析コンポーネント８２５、および可視化コンポーネント８２６を含むいくつかのコンポーネントを含むことができる。例えば、フレームワークコンポーネント８２０は、原子炉、集合体、および他のコンポーネントの抽象モデルを含むことができる。フレームワークはまた、材料ライブラリと、これらの材料の熱膨張に関する情報とを含むことができる。フレームワークは、モデル、ライブラリ、履歴情報、および任意の分析結果を格納することができるデータベースを提供することもできる。

炉心で起こる核連鎖反応は、プラントの一次熱源として働く。核シミュレーションは、中性子の空間分布、それらのエネルギースペクトル、それらの進行方向、およびそれらが周囲の核と様々な相互作用（すなわち、散乱、捕獲、核分裂、ｎ２ｎなど）を受ける速度を決定しなければならない。核分裂および捕獲速度は、熱発生速度および燃料燃焼速度を決定し、一方、散乱相互作用は、放射線量および材料損傷に強く相関する。中性子コンポーネント８２１は、例えば、中性子情報をモデリングするための１つまたは複数のコンポーネントを含むことができる。これらは、例えば、１つまたは複数の分析を実行することができるコードモジュールを含むことができる。例えば、それらは、とりわけ、ＭＣ２（高速原子炉中性子スペクトル処理コード）、ＤＩＦ３Ｄ（定常状態中性子拡散を解くためのノードコード）、平行消耗ソルバ、燃焼度依存微細断面マネージャ、核分裂生成物モジュール、燃料サイクル経済モジュール、フィンレベルフラックス再構成モジュール、歪みモジュールの反応度効果、内因性源モジュール、ＲＥＢＵＳ（中性子およびガンマフラックスを計算する）を含むことができる。モジュールは、原子炉心モデリングシステムによってアクセスされ得る従来のコードを含み得、インターフェースコードは、制御およびパラメータ調整を、原子炉心モデリングシステムに関連するユーザインターフェースに拡張するために提供され得る。

高度な原子炉設計の反復のメリットを判断する際には、同類のもののうちの１番目のもの（１ｓｔ－ｏｆ－ａ－ｋｉｎｄ）の初期の性能だけでなく、プラントの全体の性能を理解することが有益であろう。燃料サイクルの平衡状態は、数十年にわたって原子炉の充填および排出が静的になる場合に、同類のもののうちのＮ番目のもの（Ｎｔｈ－ｏｆ－ａ－ｋｉｎｄ）の全体の性能の有用な表現を提供し、したがって、設計者がサイクル毎の、より明確な処理にアプローチする目標を提供する。このモードをサポートするために、原子炉心モデリングシステムは、平衡燃料サイクルを暗黙的に計算し、迅速な分析および反復を可能にするモジュール（ＲＥＢＵＳ方法論に基づくことができる）を含むことができる。

他の物理モジュールと同様に、核シミュレーションは、炉心の物理的レイアウトおよび組成物に依存する。しかし、核相互作用を適切にモデリングするためには、評価された核データが必要である。中性子－核種相互作用速度対入射中性子エネルギーの困難な測定は、世界中の様々な研究機関および国立研究所によって原子力モデルによって補足され、データライブラリとして配布されている。

核分裂核から放出された熱は、それが生成される速度で出力変換システムに輸送されなければならない。水、液体金属、ガス、または溶融塩などの流動冷却材が、この目的のために典型的に使用される。冷却材の流れ特性（ｃｏｏｌａｎｔ ｆｌｏｗ ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ）は、ポンプおよび熱交換器のような主要な装置の仕様を決定する。

燃料集合体内部の燃料対冷却材比は、臨界、熱速度、および流速の間のトレードオフを考慮して、注意深く選択される。冷却材圧力は流速の二乗に比例するので、速度冷却材を推進する設計は、より強い（すなわち、より厚い）構造部材を有さなければならず、これは、核連鎖反応の態様を妨げる。

連鎖反応と冷却材との間の共役反応度効果は、非常に強力であり得る。冷却材を加熱すると、熱膨張により密度が低下し、散乱による中性子減速が減少する。水冷中性子炉では、冷却材が中性子減速機として倍増するため、これは負のフィードバックである。^２３８Ｕ内の寄生捕獲から保護された、冷却材内で減速する中性子は、ピンに再び入ると、^２３５Ｕ燃料を効率的に核分裂させることができる。高速中性子領域では、冷却材密度フィードバックは正であり、すなわち、高速中性子は、核分裂当たり、より多くの二次中性子を放出し、寄生的に捕捉される可能性がより低い。

サブチャネル分析は、使用状況に応じて、様々なレベルの忠実度で原子炉心モデリングシステムにおいて実行することができる。単純な非通信サブチャネルモジュールは、迅速な探索結果を提供し、一方、集合体間熱伝達ケースを有するマルチ集合体通信サブチャネルは、より高い忠実度分析のために実行され得る。高忠実度モジュールは、連続的なピンレベル出力分布を並列に構築することができる。

これらの効果のうちの１つまたは複数をシミュレートおよびモデリングするための熱／水力学コンポーネント８２２は、例えば、特定の原子炉要素の熱および水力学性能をモデリングするための１つまたは複数のコンポーネントを含むことができる。例えば、それらは、とりわけ、ＣＯＢＲＡ（過渡および定常状態サブチャネル分析コード）、ＳＵＰＥＲＥＮＥＲＧＹ（定常状態サブチャネル分析コード）、ＳＵＢＣＨＡＮ（単純で高速の定常状態サブチャネル分析モジュール）、ＴＨＥＲＭＯ（単純で高速の１－Ｄ熱／水力学モジュール）、およびオリフィシングシステム（冷却材流のための状態および任意の集合体オリフィスへの変化を決定する）を含むことができる。

第１生成ＴＷＲ設計のようないくつかの原子炉における燃料管理の課題は、各組立位置において固定された冷却材オリフィスによって制約され得る。詳細な分析は、プラント寿命にわたる２パス型のシミュレーションを必要とする。第１パスでは、オリフィスの設定は、２シグマピーク被覆温度を各集合体の設計限界にするために、各サイクルで変化させることができる。各位置における最大流速は、第２のパスに備えて記録され、これは、集合体がプラント寿命の任意の点でその限界温度を超えないように、いくつかの別個のオリフィス区域（ゾーン）および設定を最適化する。シミュレーション作業を２倍にする負担のために、オリフィスケースは、典型的には、大きな設計掃引（スイープ）が好ましいシャッフルのセットに落ち着いた後にのみ実行される。それらのモジュール設計によって、原子炉心モデリングシステム内のフローオリフィシングルーチンは、暗黙の平衡燃料サイクルの場合中に（例えば、他のモジュールよりも長い時間ステップで）起動されてもよく、より現実的なオリフィス設定のセットが燃料管理設計反復を開始することを可能にする。

燃料および周囲の被覆を含む核燃料システムは、プラント内で最も極端な熱、放射、および化学的環境を経験する。原子炉心モデリングシステムは、１つの燃料ピンの非常に詳細な有限要素ベースの機械モデルを提供するモジュール、過去の照射燃料検査のデータベースによって情報提供されるモジュール、および／または過去の照射燃料データベース情報によって情報提供される低忠実度有限要素モデル、および／または高忠実度有限要素ベースの機械モデルからの出力を含むことができる任意の適切な方法で燃料性能を処理することができる。原子炉心モデリングシステムは、境界条件として寿命出力および冷却材温度履歴を提供することができ、高忠実度および／または低忠実度機械モデルは、内部多孔度、核分裂ガス、放出、温度、ストレス、および歪みを決定することができる。高忠実度モデルの実行は集中的であり、したがって、一次原子炉心モデリングシステムループに直接結合されないことがある。代わりに、低忠実度モジュールは、高忠実度モジュールの結果によって通知される低次代理として使用されてもよく、インターフェーススタックの各時間ステップで実行（トリガ）されてもよく、燃焼度および用量依存被覆歪み、軸方向燃料歪み、核分裂ガス放出、熱結合移動（適用可能な場合）、被覆腐食、および燃料熱伝導率を更新する。これらの状態変数は、反応度および温度場に強い影響を及ぼし、より一般的には、特定のアイデアの全体的な実現可能性に強い影響を及ぼし、したがって、高度な原子炉設計ツールに結合されなければならない。

燃料性能コンポーネント８２３は、例えば、燃料の定常状態および過渡性能をモデリングするコンポーネントを含むことができる。例えば、それらは、とりわけ、ＦＥＡＳＴ（燃料の定常状態および過渡特性を予測するための燃料性能コード）、燃料の定常状態および過渡特性を予測するための有限要素ベースの燃料性能コード、および高速結合燃料性能分析のための高速走行代理モデルを含むことができる。

炉心集合体とそれらの支持構造体の機械的相互作用は、原子炉開発努力に強く結びついている。機械的計算は、冷却材流から上向きの力が与えられた状態で、集合体が通常の動作中にホールドダウンを維持することがあり、冷却材によって加えられる圧力が集合体の非弾性変形を引き起こすことがあり、これが炉心をロックアップし、停電中の燃料管理に長い（および高価な）遅延を引き起こすことがあるので、流速および出力分布を指定するときに有用であることがある。半径方向膨張反応度フィードバックは、高速原子炉の安全ケースのコンポーネントとすることができる。炉心の上の相互作用する負荷パッドが一時的に熱くなると、熱膨張がそれらを押し離す。この移動に基づいて燃料密度がどのように変化するか（反応度と相関する）は複雑であり、始動中に異なる出力対流量比（ｐｏｗｅｒ－ｔｏ－ｆｌｏｗ ｒａｔｉｏｓ）で符号を切り替えるほど大きく変化することができる。この挙動はまた、炉心拘束設計（すなわち、設計が自由開花構成であるか、または制限された自由弓構成であるか）に大きく依存する。

このようにして、原子炉心モデリングシステムは、機械的分析との密接な結合を提供することができる。一例では、これは、燃料性能と同様に達成される。ＯＸＢＯＷと呼ばれる高忠実度で長時間動作するＦＥＡ機械コードが開発されており、原子炉心モデリングシステムからの集合体の１つの集合体の入力温度、投与、および流量履歴を受け取る。詳細な評価は、ストレス、弾性および塑性歪み、押さえ力、および幾何学的歪みを出力／流量の関数として計算する設計空間にわたって実施することができる。出力上昇、定常状態、または地震に起因する任意の歪みは、反応度効果を計算するための新しい高度な方法を使用するフォローオン分析のために、原子炉心モデリングシステムにエクスポートして戻すことができる。ＯＸＢＯＷ結果に基づく高速動作相関ベースの歪みモジュールは、通常の炉心モデリング実行中に実行され、設計最適化のための歪みの表示を提供する。

炉心機械コンポーネント８２４は、とりわけ、例えば、ＯＸＢＯＷ、および／または、温度分布、機械的歪み、および、燃料ピンおよび／または集合体湾曲に起因する反応度フィードバックを決定することに関連する他のコードを含み得る。

様々な分析を用いて、原子炉プラントの運転および異常挙動、例えば、ポンプまたはタービンがトリップしたときにプラントがどのように応答するかを理解することができる。安全性および過渡解析は、規制活動およびライセンス活動の主要な焦点であり、したがって、原子炉心モデリングシステムにおいて有用であり得る。

原子炉心モデリングシステムの一例では、過渡解析は、当初は米国高速炉プログラムをサポートしていたアルゴンヌ国立研究所によって開発されたＳＡＳＳＹＳコード（ＳＡＳＳＹＳ）を特徴とする。原子炉心モデリングシステムの過渡解析コンポーネントは、遅延中性子画分、即時中性子寿命、反応度の半径方向膨張係数、および燃料、構造、冷却材、ドップラー、および無効化（ボイド化）（ｖｏｉｄ）されたドップラー反応度係数の３Ｄ空間分布を含む、結合中性子熱／水力過渡解析に必要な動力学パラメータを自動的に計算するための反応度係数モジュールを含むことができる。原子炉モデル集合体の寸法、燃料組成、および流れ特性と組み合わせて、原子炉心モデリングシステムは、ＳＡＳＳＹＳ入力の炉心部を直接書き込むことができる。場合によっては、ＳＡＳＳＹＳのプラントモデルは、原子炉心モデリングシステムによって現在作成されておらず、ユーザ作成ファイルからの入力に追加されてもよいが、原子炉心モデリングシステムの他の例は、プラント並びに炉心の態様をアニメーション化してもよい。

完了ＳＡＳＳＹＳ入力ファイルが手元にある状態で、原子炉心モデリングシステムは、１つまたは複数のＳＡＳＳＹＳケースを実行する。それは、様々な設計基準または設計基準を超える過渡（例えば、保護されたまたは保護されていない流れの損失（流出）、ヒートシンク損失、過渡出力）、並びに様々な出力／流量比での一連のケースを実行して、出力欠陥を計算することができる。様々な周波数の振動で反応度を摂動させる（乱す）場合の掃引を使用して、プラントの周波数領域の全出力伝達関数を数値的に計算し、次いで、それを過渡解析コンポーネントの周波数安定性モジュールに供給して、任意のプラントのための重要な設計パラメータである利得および位相安定性マージンを推定する。

反応度係数および他の炉心入力の統計的サンプリングを使用して、高性能コンピュータ上で数百のＳＡＳＳＹＳ例を並列に実行し、入力不確実性の目標値を決定することができる。これは、モデル選択、許容明細書、および所望の核データ不確実性を推進する不確実性目標を推進する知能を提供することができる。

過渡解析コンポーネント８２５は、例えば、原子炉の過渡解析を実行することができるコンポーネントを含むことができる。過渡解析コンポーネント８２５は、例えば、とりわけ、ＳＡＳＳＹＳ／ＳＡＳ４Ａ（原子炉動的および安全解析コード）、ＲＥＬＡＰ５（過渡および事故解析コード）、反応度係数コード（炉心形状、温度、材料などの変化の反応度への効果を計算する）、制御棒（ＣＲ）値、シャットダウンマージン、ＣＲ消耗コード（制御棒およびシャットダウンシステムの能力および限界を決定するコード）、ＲＥＢＵＳ（原子炉燃料サイクルコード）、ＭＣＮＰＸＴ（モンテカルロシミュレーション放射相互作用コード）、ＯＲＩＧＥＮ－Ｓ（生成および消耗された核種の時間依存性濃度を計算するためのコード）を含んでもよい。

原子炉心モデリングシステムは、原子炉心モデリングシステムにおける物理的能力の統合および自動化を提供し、高度な原子炉設計に関するＭＤＯを可能にするために、多目的設計最適化（ＭＤＯ）コンポーネントを含むことができる。

一例では、ＭＤＯモジュールは、パラメータ掃引を提供することができる。概念的および予備的設計において、技術者は、製品性能を改善することを目的とした一連の仮説を作成する。ＭＤＯモジュールパラメータ掃引機能は、そのような仮説を分析し評価するための強力なツールを提供することができる。ユーザは、寸法、組成物、燃料管理パラメータ、出力レベル、または任意の他の入力に関して、関心のある多次元領域の境界を（例えば、入力ファイルおよび／またはＧＵＩ入力を介して）指定することができる。次いで、ＭＤＯモジュールを使用する原子炉心モデリングシステムは、設計空間をサンプリングし、各点で完全および／または部分分析を実行することができる。

ＴＷＲ原子炉などの特定の原子炉設計の場合、原子炉心モデリングシステムＭＤＯモジュールは、臨界平衡燃料サイクル（結合燃料性能などを有する）を計算し、反応度係数を生成し、設計基準または設計基準を超える過渡現象のセットを実行することができる。このシステムレベルの自動化の程度は、スーパーコンピュータと共に使用される場合に価値がある。

追加のまたは代替の例では、ＭＤＯモジュールは、交互の条件付き期待値分析を提供することができる。原子炉の複雑さのために予想されるように、原子炉心モデリングシステムシミュレーションは、多くの独立変数および従属変数を含む。したがって、原子炉心モデリングシステムは、パラメータ掃引結果のための非線形非パラメトリック回帰モデルとして、交互条件予測（ＡＣＥ）を提供することができる。ＡＣＥは、他の形態の回帰が取り組む依存性を取り除くことができる純粋に統計的なモデルである。追加の最適化のための正確で迅速な回帰プラントモデルを生成することに加えて、独立変数の中間変換機能は、分析者に、例えば、ダクト厚さの変化が、燃料高さの変化に対する保護された流れの損失（流出）事故におけるピーク被覆温度にどのように影響するかの形状および大きさについての深い直観を提供する。

原子炉心モデリングシステムは、Ｍ個の独立変数のＮ個の従属変数の機能の各々の１つのＡＣＥ回帰を実行することができる。一旦構築されると、この回帰のセットは、パラメータ掃引の連続的な代理を表し、設計入力の任意の入力組み合わせは、一セットの原子炉性能測定基準に即座に帰着する。

視覚化（ユーザインターフェース）コンポーネント８２６は、例えば、ユーザがインターフェース内の特定の種のシミュレーションデータの結果を見ることを可能にするコンポーネントを含むことができる。例えば、視覚化コンポーネント８２６は、とりわけ、例えば、３Ｄビューワおよび／またはグラフィック解析コードを含むことができる。しかし、様々な原子炉タイプをシミュレートし、それらの分析の可視化を提供するために使用することができる多数のコードおよびシステムがあり、したがって、任意の数およびタイプのコードを使用することができることを理解されたい。

図９は、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示す。例えば、原子炉心モデリングシステムは、分散型コンピュータシステム９００として機能することができる。

設計のいくつかの態様は、グラフィカルユーザインターフェース（ＧＵＩ）（例えば、ＧＵＩ９０５）を操作するユーザのコンピュータを使用して作成することができ、１つまたは複数の分析を原子炉心モデリングシステム（例えば、９０１）に提出し、１つまたは複数の設定ファイル（例えば、ＸＭＬベースの設定ファイル ｓｅｔｔｉｎｇ．ｘｍｌ ９０７）、他の入力ファイル（例えば、入力ファイル９０８）、および出力ファイル（例えば、出力ファイル９０９）にアクセスすることができる。ユーザのコンピュータは、ＧＵＩ内でユーザに提示される１つまたは複数の制御部を介して、シミュレーションのための１つまたは複数の設定にアクセスすることができる。原子炉心モデリングシステム９０１は、複数の並列実行を行うことができるクラスタベースのコンピュータシステム（例えば、ＨＰＣクラスタベースのクラスタ）上で実行することができる。任意の数のコンピュータおよびプロセッサを使用することができ、データを分散システム内の１つまたは複数の場所に格納することができることを理解されたい。

一実施形態では、クラスタは、１つまたは複数の物理ノードによってサポートされる１つまたは複数の仮想サーバ（図示せず）を含む。一実施形態では、サーバおよび／またはオブジェクトは、実行される必要がある分析の数に応じてインスタンス化（ｉｎｓｔａｎｔｉａｔｅｄ）され得る。各ノードは、物理的および／または仮想的のいずれかで、１つまたは複数のコアプロセッサ、メモリデバイス、およびストレージを含むことができる。

ＧＵＩは、ユーザが多くの設定を定義し、入力ファイルを修正し、特定のジョブ（例えば、シミュレーション）をコンピュータクラスタに提出することを可能にすることができる。図９に示すように、ＧＵＩは、入力ファイルのいくつかを読み取り、ＧＵＩおよびＨＰＣクラスタの両方によって可読共用ストレージ上で変更することができる。ジョブをサブミットするために、ＧＵＩ「サブミット」コマンド（例えば、９０３）がクラスタと通信し、クラスタは、サブミットコマンドに対応して原子炉心モデリングシステムに関連するコンポーネントを実行する。原子炉心モデリングシステムは、共用ストレージ装置から入力を読み取り、識別されたジョブを開始する。実行されたジョブの間、出力は、ユーザがそれらを分析することができる共有ストレージ上のクラスタによって生成される。

例えば、ユーザが実行される分析のタイプを選択し、所定の原子炉モデル上のクラスタにジョブを提出することを可能にする選択が、ＧＵＩ内にあってもよい。一実施形態では、ユーザによって（例えば、インターフェースにおいて）選択され得るいくつかの所定の分析が定義され得る。

例えば、ユーザは、３サイクルにわたって原子炉の分析を行い、消耗を分析することを望む場合がある。例えば、インターフェースは、ユーザがサイクル数を選択し、中性子分析を実行するために能動中性子分析器を選択することを可能にするいくつかの制御部を有することができる。インターフェースはまた、シミュレーションのためにジョブをクラスタにサブミットし、その後、クラスタが、ユーザによる分析のためにいくつかの出力ファイルを生成する制御部を含むことができる。例えば、出力ファイルは、任意のステータス、警告、またはエラー、およびｋ_ｅｆｆおよびピーク燃焼度のような他の任意の興味深い結果を含むことができる。原子炉心モデリングシステムによって生成された情報は、１つまたは複数のコンピュータシステムによってアクセスすることができるデータベース（例えば、ＳＱＬまたはＨＤＦ５データベース）に格納することができる。さらに、ファイルビューワを使用することなどによって、直接見ることができるいくつかの出力が存在し得る。原子炉心モデリングシステムの様々な例示的インターフェースについて、図１５～図２１を参照して以下に説明する。

上述のように、原子炉プラントモデリングシステムは、原子炉の共通モデルを使用して、モデリングおよびシミュレーションを実行することができる。図１０は、一実施形態による例示的な階層モデルアーキテクチャを示す。例えば、原子炉モデル１０００は、１つ以上の集合体（例えば、集合体１００１）から構成されてもよく、次いで、集合体の１つ以上の軸方向スライスとしてモデリングされてもよい１つ以上のブロック（例えば、ブロック１００２）から構成されてもよい。各ブロックは、１つまたは複数のコンポーネント（例えば、燃料ピン、被覆、および冷却材を含むことができるコンポーネント１００３）を含むことができ、その各々は、温度および組成依存特性を担持する１つまたは複数の材料（例えば、材料１００４）を含むことができる。

一貫した、プログラム的にアクセス可能な材料特性データベースは、統合された原子炉設計に有用であり得る。材料物体は、質量密度、熱膨張係数、熱容量、粘度、熱伝導率、ヤング率、耐力（降伏強度）などの熱機械的特性のために埋め込まれた様々な相関を用いて生成されてもよい。過去に現在の温度でナトリウム特性を問い合わせた物理モジュールは、場合によっては、冷却材特性を問い合わせることができる。このように、入力への単一のライン変更で、反応度のナトリウム密度係数を計算していたモジュールは反応度のリード密度係数を瞬時に計算するが、そのような冷却材交換に必要な設計変更は、現在自動化されていない。相関の範囲を自動的に評価し、それらをオフサイトで使用するためにレポートに印刷する機能も価値がある。

異なるソルバは、異なる幾何学的近似を含むことができる。互換性のない幾何学的形状（ジオメトリ）を有するモジュール間の結合を可能にするために、幾何学的形状変換および修正モジュールを原子炉モデリングシステムに実装することができる。変換器モジュールは、自動化された質量保存変換を実行し、手動変換エラーの可能性を低減する。例えば、変換器モジュールは、３－Ｄ六角形の場合を等価なＲ－ＺまたはＲ－Ｚ－θモデルに変換することができる（例えば、高エネルギー分解能、いくつかの輸送効果を捕捉する低空間分解能シミュレーションの場合）。

原子炉は階層的にモデリングすることができるので、モデリングおよび分析を構成部品に分解することができ、モデリングおよび分析が簡略化される。さらに、特定の部品に関してわずかな変更が行われる場合、全体的な設計に関してわずかな変更を行うだけでよい。さらに、モデルは、複数の構成で容易にインスタンス化することができるので、そのようなモデルは、複数のシミュレーションで使用するために中心に格納され、アクセスされてもよく、任意のコード特有の特徴が、原子炉モデルおよびそれをモデリングする情報を標準化するために除去され、データがグローバルにアクセスされることを可能にする。

原子炉物体は、炉心物体であってもよく、他のすべての原子炉ベースの物体を含んでもよい。集合体オブジェクトは、原子炉（例えば、燃料集合体）内にあり、原子炉オブジェクトによって収容される、個々の集合体のそれぞれを表すことができる。ブロックオブジェクトは、集合体オブジェクトのパーツへの分割を表し、したがって、集合体オブジェクトによって含まれることが可能である。例えば、ブロックは、集合体を構成するために組み立てられるブロックへの集合体の、より小さな部分であってもよい。コンポーネントオブジェクトは、幾何学的に定義されたオブジェクト（例えば、円、六角形、ヘリックス（螺旋）、十二角形等）およびそれらの寸法を含み得る。コンポーネントオブジェクトは、ブロックオブジェクトによって含まれてもよい。次に、コンポーネントオブジェクトは、材料に関する特性の中でも特に、線膨張係数、熱伝導率、同位体質量画分、密度を含むが、これらに限定されない、材料の材料特性を定義するために使用される材料オブジェクトを含むことができる。

これらのオブジェクトは、他のオブジェクトタイプも収容することができ、様々な態様が他のオブジェクト関係およびタイプを含むことができることを理解されたい。さらに、これらの物体は、情報の中でもとりわけ、原子炉の全ｋ_ｅｆｆ、流束、高さ、温度などの状態情報を含み、格納することができることを理解されたい。

インターフェーススタックは、物理モジュールおよびブックキーピング（帳簿）モジュールを原子炉モデルに接続するアダプタオブジェクトのリストである。これは、スタック内の各アイテム上のいくつかのアクショントリガ方法を順番に定義し、呼び出す。個々のアダプタは、どのトリガメソッドがそれらのアクション（例えば、ＢｏＬ、サイクルの開始、毎回ノード、サイクルの終了、寿命の終了）を起動するのに適切であるかを実施する。スタックの特定の内容は、当面の工学的評価の所望のパラメータに応じて変化する。順序付けは、物理的相互依存性（例えば、熱出力生産量（ｔｈｅｒｍａｌ ｐｏｗｅｒ ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ）と必要な冷却材流との間）によって設定されるが、多くの結合物理問題では、適切な順序付けが定義されていない。

インターフェーススタックは、例えば、より高い忠実度または独立した方法論を有する異なるモジュールのために、または所望の忠実度および／または実行時間費用を調整するためにモジュールが呼び出される周波数を増加または減少させるために、微視的消耗のためのモジュールが交換されることを可能にする。相互作用トリガが実施されると、他の物理モジュールは、変更なしに新しいモジュールと共に動作する。このようなスワップは、感度調査、独立検証、大幅なアップグレード、およびモジュールのドメイン外の問題に対して頻繁に実行される。

さらに、または代替として、選択されたモジュールは、異なる時間またはイベント基準でトリガされてもよい。例えば、フラックスおよび消耗ソルバなどのいくつかのモジュールは、各小時間ステップで呼び出すことができ、燃料性能カップリングまたは制御移動を実行するモジュールは、各大時間ステップで呼び出すことができ、回帰分析または不確実性定量化を実行するモジュールは、燃料サイクルの終わり、燃料移動、または他の適切なイベントでのみ呼ぶことができる。様々な程度の物理的結合は、選択された密結合モジュールにわたって、各時間ノードで内部ループを実行することによってモデリングすることができる。インターフェーススタック内のアイテムは、実行時に動的にイネーブル（許可）またはディセーブル（無効化）されてもよく、これにより、例えば、詳細な分析が、特定の関心のある特定のタイムステップでのみ行われることが可能になり得る。

一実施形態では、原子炉心モデリングシステムは、シミュレーションを実行するのに必要な様々なコンポーネントを同期させて、情報およびコードの流れを制御するために物体を使用する。例えば、管理オブジェクト（例えば、本明細書では「オペレータ」オブジェクトと呼ばれる）は、原子炉物体をインスタンス化して、ベースライン状態（ＢｏＬ状態「寿命の開始」）で原子炉物体を確立することができる。作成されると、中性子状態が入力され得る（例えば、ファイルを識別すること、データベースから中性子状態を入力することなどによって、手動で）。状態は、任意の所与の時点における原子炉の状態を表すことができる。一実施形態では、原子炉の状態は、作業原子炉から収集された少なくともいくつかの実際のデータを含むことができる。

データモデルの各レベルは、パラメータなどのスカラー値を含むことができる。原子炉心モデリングシステムは、データモデルをナビゲートし、パラメータを閲覧および／または変更し、他の機能を実行するためのツールを含むこともできる。この目的のために、原子炉心モデリングシステムは、ユーザがデータモデルと対話することを可能にする１つまたは複数のインターフェース（例えば、グラフィック、コマンドライン、ＡＰＩなど）を含むことができる。注目すべきことに、これらのインターフェースのいくつかは、様々なレベル（例えば、原子炉、集合体、ブロック、コンポーネントなど）で性能情報を見て、それらのうちの任意の１つに基づいて、図、レポート、計算、または他の機能を実行する能力を提供することができる。このようにして、複数のモジュール間の協働を可能にする共通の原子炉フォーマットを有することは、共通の原子炉モデルに基づいて計算を行うことができるので、有益である。モデル内に格納された情報は、原子炉分析を実行するために必要な異なる機能間で情報を通信するために使用されてもよい。さらに、原子炉を記述する共通のモデルが存在するので、共通のビューが、時間の経過につれて原子炉に対して生成され得る。例えば、データベースは、時間の経過と共に、閲覧、保存、シミュレートすることができる原子炉の状態、変化などに関する履歴情報を格納するように構成することができる。例えば、分析、設計変更、温度、出力などのパラメータの評価を行う目的で、以前の原子炉状態（例えば、シミュレートされた状態および／または実際の状態）をロードまたは呼び出すことが有用であり得る。

上述したように、原子炉の動作を分析するために必要な多くの考慮事項が存在する。このため、原子炉の異なる側面を分析する多くの異なるシステムおよびコードが存在する。原子炉心モデリングシステム内には、異なるシミュレーションと、そのようなシミュレーションを実行するためにどのようなコンポーネントを呼ぶかとを選択的に制御する能力とが存在し得る。例えば、図８Ｂを参照して上述したように、システムによってアクセスされ得るいくつかの外部コード／インターフェースが存在し得る。

原子炉心モデリングシステムは、追加の分析を実行するために使用されるいくつかの内部モジュールおよびコンポーネントを有することもできる。例えば、以下を実行するコンポーネントが提供されてもよい：
オリフィシングを用いた熱力学解析およびサブチャネル分析
材料ライブラリと熱膨張解析の提供と維持
高度な燃料管理機能
反応度係数と制御棒値
高速平衡サイクル探索
多目的設計最適化
平行消耗化
燃焼依存性微視的断面
経済分析
履歴追跡と要約
変分およびλ固有モード展開摂動論
ピンフラックス再構成
感度と不確実性の定量化
内因性線源計算
データベースストレージ（ＳＱＬ、ＨＤＦ５など）。

特定のシステムは、原子炉を設計し、シミュレートするのに必要な分析の特定の部分のみを実行するので、設計のすべての態様を実行し、共通の原子炉モデルを使用して分析を統合するシステムを提供することができる。このようなシステムはまた、特定のシーケンスに従って分析を組み合わせるコンポーネントを含み得る。また、特定の分析または分析の組み合わせを標準化し、原子炉心モデリングシステムのインターフェース内（例えば、ユーザに提示されるＧＵＩ内）のシミュレーションオプションとしてユーザに提示することができる。したがって、モデリングおよびシミュレーションの課題は、共通原子炉オブジェクトモデルおよびそのモデルを記述するデータベースを介して編成され、順序付けられ、実行されるので、そのようなシステムをモデリングおよびシミュレートするための、改善され、より効率的な方法が提供される。

一実施形態によれば、特定のモジュールが、特定の順序内で呼び出されてもよいことが理解される。例えば、以下は、特定のモジュールを呼び出すことができる例示的な順序である：
１．燃料管理者（燃料集合体を異なる場所に移動させる）
２．数値密度を更新するための消耗モジュール
３．断面を更新するＭＣ２
４．出力およびフラックス分布を計算するためのＤＩＦ３Ｄ
５．温度・圧力分布を更新するＣＯＢＲＡ
６．固有中性子源を計算するための内因性源モジュール
７．燃料サイクルコストを計算するための経済モジュール
８．（例えば、人間が可読な出力として）要約を生成する要約モジュール
９．データベース（ＳＱＬデータベースなど）への出力を持続するデータベースモジュール。

このような例示的なシミュレーションでは、モジュールＭＣ２が最初に実行され、続いてＤＩＦ３Ｄモジュール、ＣＯＢＲＡモジュールなどが実行される。実行されるモジュールは、実行されるモジュールの順序を定義するインターフェーススタックを実装することによって、原子炉心モデリングシステムによって管理されてもよい。

原子炉心モデリングシステムは、ＧＵＩ、コマンドラインオプションなどを介してシミュレーションを実行するためなど、多くの異なるオプションをユーザに提供することができる。さらに、インターフェースは、ユーザが、様々なモジュールの実行のステータスを見て、単一のインターフェース内の実行の結果を見ることを可能にすることができる。

例えば、とりわけ、オリフィシングされた例の実行、反応度係数例の実行、標準反応度係数例の実行、制御棒値曲線の実行、運転停止マージンの計算、過渡例の実行など、原子炉シミュレーションに関連する異なる実行のための複数のオプションが存在し得る。そのような動作、それらの実行順序、依存関係などは、異なるオペレータ（演算子）オブジェクトタイプに格納され、必要なときにユーザによってインスタンス化され得る。

原子炉心モデリングシステムは、コードおよび／または外部システムの１つまたは複数の部分への通信を提供する１つまたは複数のインターフェースを含むことができる。例えば、分析の１つまたは複数の部分を実行する特定のコードを呼び出すことができる。いくつかのタイプのインターフェースを使用する場合、事前に提供または計算される特定の情報が必要である。例えば、ＳＡＳＳＹＳモジュールを使用する場合、中性子および熱／水力学情報を含む原子炉データベースが存在しなければならない。いくつかの情報（中性子など）は、アナリスト（例えば、中性子アナリスト）または他のプログラムによって提供されてもよい。しかし、反応度係数が決定されると、安全性分析を実行することができる。場合によっては、安全性分析を行う前に反応度係数を計算することが有益であろう。そのようなシーケンス情報および任意のデータ依存性は、原子炉心モデリングシステムによって維持することができる。

特定のモジュールは、計算を実行するために他の特定の構成を適用することができる。例えば、特定の物体（例えば、燃料集合体）は、リングまたはタイプの燃料集合体のような他の組織化構造体にグループ化することができる。一実施形態では、ユーザが特定の原子炉物体をグループに編成することを可能にする制御を提供することができる。一実施形態によれば、燃料集合体を、例えば反応度係数計算およびＳＡＳＳＹＳ炉心チャネルで使用することができる燃料タイプ（例えば、供給燃料、およびそのドライバ、外側ドライバ、ＬＴＡなど）に基づいてグループ化することを可能にする制御を提供することができる。一実施例では、原子炉心モデリングシステムは、集合体オブジェクトを検査し、様々な燃料集合体の種類を分類する機能を有することができる。

一例では、ＳＡＳＳＹＳケースは、所与の原子炉データベースを有する原子炉心モデリングシステムによって実行することができ、以下のシーケンスを使用して分析を実行する。

１．（例えば、ビューワモジュールを用いて）原子炉データベースを調べて、データベースが計算された反応度係数を有するかどうかを決定する。この工程は、原子炉心モデリングシステムによって自動的に実行することができる。反応度係数が存在しない場合、システムは、反応度係数を計算するモジュールを呼び出すことができる。

２．反応度係数を含むデータベースをロードし、安全性分析のための新しい出力データベースを作成し、１つまたは複数のＳＡＳＳＹＳケースを作成する。

３．安全過渡解析を実施する。

選択されたユーザ選択およびモジュールに応じて、他の分析を実行することができるが、そのような分析は、任意の必要な分析を実行する内部モジュールと外部モジュールとの間で変換することができる共通オブジェクトモデルを使用することによって、より効率的に実行されることを理解されたい。

一実施形態では、原子炉心モデリングシステムは、多目的最適化を実行するコンポーネントを含むことができる。このような最適化は、分岐探索のためのパラメータ化されたケースを評価するのに役立つ。特に、運転の掃引は、原子炉心モデリングシステムによって実行することができ、各々は、独立した入力変数の異なるセットを有する。原子炉心モデリングシステムは、これらの例を実行し、例えば、排出燃焼度、サイクル長、ピーク被覆温度（ＰＣＴ）、および過渡性能などの対応する従属変数の収集を構築する。入力と出力との間の関係は複雑であり得るが、回帰アルゴリズムは、情報がユーザにとってより理解可能であることを可能にし得る。適切な回帰モデルが構築された後、物理的プログラミング最適化パラダイム、または他の多目的最適化アプローチが、どの独立変数のセットが最適であるかを正確に決定するために使用され得る。一実施形態では、最適セットは、モデルのトレーニングで実行されたものではなく、回帰分析に基づく点の間のものである可能性が最も高いことが理解される。このような最適なセットは、原子炉心モデリングシステムによって出力としてユーザに戻されてもよい。このようなタイプの分析は、起こり得る原子炉の変化を評価し、特定の変数（例えば、反応度変動）を最適化する際に有用である。

様々な態様に従って、任意の数およびタイプのパラメータを最適化することができることを理解されたい。さらに、機械的、圧力、燃料取扱いなどの他のタイプの分析を決定および／または最適化することができることを理解されたい。

一実施形態では、原子炉心モデリングシステムは、燃料ハンドラに関する機能を実行するコンポーネントを含むことができる。例えば、上述したように、原子炉心モデリングシステムは、原子炉モデル内で燃料を変更することに関連するいくつかの機能を含むことができる。例えば、上述したように、原子炉心モデリングシステムは、燃料集合体を交換する機能を含むことができる。集合体オブジェクトに与えられる原子炉オブジェクトの文脈において、本方法は、炉心内のそれらの位置を切り替える。

別の機能では、炉心内の燃料集合体を外部集合体と交換する排出交換機能があってもよい。収束シャッフリングおよび／または収束－発散シャッフリングにおいて必要とされるような、デイジーチェーンタイプの動作における集合体のリストを交換する別の機能が提供されてもよい。例えば、集合体のリストを使用して、最初の集合体が最後の集合体位置に配置され、それに応じて他のすべての集合体がシフトする。シャッフリング機能の候補となり得るように、どの集合体がシャッフリングに適しているかを決定する他の機能が提供されてもよい。例えば、特定のパーセンテージ（例えば、２０％）に最も近い最大燃焼度を有する集合体を原子炉内に配置する機能を提供することができる。このようにして、ユーザは、交換される可能な集合体をより容易に見つけることができる。いくつかの他のパラメータ機能（関数）は、例えば、特定のリングに最も近い集合体、特定の値（例えば、特定の集合体レベルパラメータ）を有するパラメータ、特定の最小値または最大値、任意の除外、除外または包含される炉心内の任意の位置、または他のパラメータを返す機能（関数）を含み得る。

一実施形態によれば、原子炉心モデリングシステムは、いくつかの燃料管理動作が並列に実行され、好ましい１つが選択され、続行される分岐探索計算器を含む。特に、分岐探索計算器は、特定の燃料集合体を移動すべきか否かを評価する何らかのタイプのスコアを計算することができる。例えば、そのような計算器は、交換されるべき特定の燃料モジュールを選択する機能を呼び出すことを含むことができる。一実施形態では、分岐探索を実行するために使用することができる特定のキーがあってもよい。例えば、探索は、最初に第１の鍵を最適化し、次に、すべての鍵が評価されるまで、最適な第１の値を一定に保ちながら、第２の鍵を使用して第２のパスを実行することができる。一実施形態では、分岐探索からの最良の探索結果は、ｋ_ｅｆｆ値を標的Ｋ設定（例えば、ＧＵＩ内のユーザによって選択可能）と比較することによって決定することができる。任意の数およびタイプの鍵を使用することができることを理解されたい。

図１１Ａ～１１Ｂは、様々な実施形態による原子炉心の分析を実行するための１つの例示的なプロセス１１００を示す。例えば、ユーザは、ＧＵＩを介して、（例えば、ｃａｓｅ．ＸＭＬファイル内に格納されるような）実行されるべき例を定義することができ、例は、実行に関連する１つ以上の設定を指定する。

上述したように、実行シーケンスを監視するグローバルオペレータオブジェクト１１０１をインスタンス化することができる。例えば、グローバル設定入力ファイルを読み取ること、および分析される原子炉を表す原子炉物体をインスタンス化すること（例えば、ステップ１、２）を含む、いくつかのアクションが起こり得る。ユーザは、ＧＵＩを介して（例えば、ユーザインターフェースのタブを介して、ステップ３Ａ、３Ｂ）原子炉を設計することができ、原子炉オブジェクトは、何らかの格納場所（例えば、共用ストレージ）内に保存することができる。ローディングおよび幾何学的形状入力ファイルは、（例えば、ステップ３において、オペレータオブジェクトによって）処理されてもよく、原子炉オブジェクトは、ＧＵＩを介してユーザによって定義される集合体で埋められてもよい。炉心レイアウト入力ファイルに基づいて、集合体を原子炉オブジェクトにコピーすることができる（例えば、ステップ４で）。任意のインターフェースをインスタンス化し、インターフェース作成方法呼び出しによって（例えば、ステップ５で）オペレータオブジェクトに取り付けることができる。

どのインターフェースを呼び出す必要があるかに応じて、オペレータは、寿命の始まり（ＢｏＬ）から１つまたは複数のサイクル（例えば、ステップ６）まで順次的に各インターフェースを呼び出す。特に、特定のインターフェースは、どのデータがインターフェースの後続の実行のために必要とされるかに応じて、特定の順序で呼び出される。例えば、図示のように、１つまたは複数のインターフェース１１０３を特定の順序で呼び出すことができる。完了すると、ユーザへの（例えば、ＧＵＩを介した）任意の出力および表示を実行することができる。さらに、実行に関連する任意の情報をデータベースに持続させることができる。

別の実施形態では、特定の時間ステップにわたる実行のために、ユーザは、（例えば、履歴データベースから呼び出されるような）以前の実行のparticularスナップショットを要求し、特定の時間枠にわたるパフォーマンスパラメータをレビューすることができる。一実施形態によれば、特定のタイプの分析に対応する特定のオペレータオブジェクト（例えば、単一の時点でのみ反応度係数を生成する安全関連オペレータ）が存在し得る。さらに、一実施形態によるオペレータオブジェクトは、マスタ原子炉の状態を、並列実行中の他のすべてのプロセッサに対処するタスクを課すことができる。これは、例えば、特定のパラメータまたはパラメータのセットを最適化するために実行されてもよい。

一実施形態によれば、オペレータによって実行することができる機能が分岐探索である場合である。この機能は、例えば、複数の可能な燃料管理オプションを並列に実行し、上でより詳細に説明したように、次の時間ステップに進む前にユーザによって好まれるものを選択することができる。

図１２Ａ～１２Ｂは、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示す。例えば、図１２Ａ～図１２Ｂに示すように、特定の炉心設計の解析を実行する例示的なモデルを作成することができる。特に、ポンプ流速、回転制御位置、二次側境界条件、とりわけ、システムデータ、原子炉の特性、および任意の相互作用を定義するシステム設計文書などのいくつかの初期および境界条件（例えば、１つまたは他のインターフェースを介してユーザによって定義される）が与えられると、情報は、１つまたは他のシミュレーションコンポーネントに提出され、炉心の様々な部分について計算される。

例えば、一実施形態では、システムデータは、例えば、圧縮可能な体積、液体セグメント、ガスセグメント、ポンプ、蒸気発生器、逆止弁などを含むことができ、特定の要素の特性は、とりわけ、幾何学的形状、高さ、長さ、質量、比熱、伝導率を含むことができる。シミュレートすることができる相互作用には、計算の中でも、質量流速、コンポーネントからコンポーネントへの熱伝達接続、圧力（例えば、液体ナトリウム上のカバーガス）が含まれる。原子炉モデリングシステムは、システム設計、状態、および条件を維持し、特定の被呼モジュール間の情報を提供する。

一実施形態では、原子炉心モデリングシステムは、小売り（ｒｅｔａｉｌ）膨張係数、半径方向膨張反応度フィードバック、制御棒駆動膨張係数などの一般的な炉心運転データに関連するチャネル独立炉心データを決定する。特定のチャネル１～Ｎについて、原子炉モデリングシステムは、特定炉心要素の幾何学的形状、特性、および中性子特性などの情報を使用して、様々な要素のチャネル特有のコーディネータを計算する。このような炉心要素は、図１０を参照して上述したように、データ構造で表し、説明することができる。原子炉モデリングシステムは、特定のシーケンスを用いて、また、特定のシミュレーションパラメータを用いて、特定のコンポーネント（例えばＣＯＢＲＡ、ＯＸＢＯＷ、フラックス再構成、ＶＩＲＤＥＮＴ）を読み出す一方で、炉心の状態と過渡データを維持してもよい。

図１３は、時間の関数として様々なシミュレーションコンポーネントの例示的な実施態様を示す、一実施形態によるインターフェーススタックの１つの例示的な実装を示す。例えば、特定の燃料サイクルにおいて、時期ｔ_ｃにおけるサイクルの開始（ＢＯＣ）と、時期ｔ_ｃ＋３におけるサイクルの終了（ＥＯＣ）とがある。周期内に中間計算時期ｔ_ｃ＋１とｔ_ｃ＋２がある。燃料集合体が燃料補給サイクルでシャッフルされる上記の例では、原子炉心モデリングシステムは、燃料集合体の移動動作に対応して原子炉モデルを修正し、時期ｔ_ｃに断面を更新する。次いで、原子炉心モデリングシステムは、特定のコンポーネントを呼び出して、その期間にわたる修正された炉心の動作をシミュレートし、特定のコンポーネントを特定のシーケンスおよび周波数（頻度）で呼び出す。図示の例では、原子炉心モデリングシステムは、フラックス／出力計算、温度／圧力計算、履歴トラッカ（詳細情報を格納する）を実行し、データベースをアップロードする。時期ｔ_ｃ＋１における次の時点では、原子炉心モデリングシステムは、フラックス／出力計算、温度／圧力計算、履歴トラッカ（詳細な情報を格納する）のみを実行し、断面データを更新することなく（例えば、炉心構成が変化しなかった）、データベースオペレーションをアップロードすることができる。他の期間において、特定の他の機能が実行されてもよい（例えば、燃料性能は、燃料サイクルの終わりに決定されてもよい）。このようにして、原子炉心モデリングシステムは、シミュレーションを制御し、状態および履歴情報をアップデートおよび格納し、ユーザの変化に基づいて炉心モデルを修正することができる。

図１４は、一実施形態によるシミュレーションコンポーネント間の相互作用の一例を示す。様々な実施形態による原子炉心モデリングシステムによって、要素間の特定の相互作用を生じさせ、容易にすることができることを理解されたい。図示のように、ＳＡＳＳＹＳコンポーネント１４０１は、原子炉心モデリングシステムおよび他のコンポーネントからフィードバックされる集合体流速、圧力降下、および温度を受け取ることができる。ＳＡＳＳＹＳコンポーネントはまた、ホットチャネル因子分析からの結果を受け取ることができる。原子炉心モデリングシステムは、その熱／水力モジュール（ＴＨ）内に、ＳＵＢＣＨＡＮコンポーネント１４０２およびＣＯＢＲＡコンポーネント１４０３を含むことができる。上述のように、ＴＨモジュールは、過渡状態（例えば、ＣＯＢＲＡ（過渡状態および定常状態サブチャネル解析コード）およびＳＵＢＣＨＡＮ（単純な高速定常状態サブチャネル解析モジュール））を計算し、その情報をＳＡＳＳＹＳなどの他のモジュールに供給することができる。同様に、圧力損失計算データをＴＨモジュールに提供する別のコンポーネント（例えば、Ｓｔａｒ－ＣＣＭ＋コンポーネント１４０４）があってもよい。また、混合係数情報または任意の他のシミュレーションデータフローなどのモジュール（例えば、ＴＨなど）内の調整があってもよい。シミュレーションの直接的な結果であるデータのいくつかが生成されてもよいが、いくつかのデータは、実験入力および検証を使用して導出されてもよい。このようにして、原子炉心モデリングシステムは、特定のシミュレーションプロセスを制御し、モジュール間に必要なデータを提供することができる。

図１５～２１は、様々な態様に従って原子炉心モデリングシステムを構成し、監視し、制御するために使用することができるグラフィカルユーザインターフェースの様々な実施形態を示す。

図１５は、一実施形態による原子炉心モデリングシステムの１つの例示的なユーザインターフェース１５００を示す。特に、インターフェース１５００は、複数のプロセッサ（例えば、複数のプロセッサを含むノードのクラスタ）上で並列に実行され得る複数のシミュレーションのステータスを示すステータスウィンドウを示す。例えば、このようなインターフェースは、炉心内の燃料集合体の移動に関するシミュレーション性能を監視するために使用することができる。

図１６は、一実施形態による、シミュレーションパラメータおよび関連する制御を含む１つの例示的なユーザインターフェース１６００を示す。例えば、インターフェース１６００は、ユーザがシミュレーションの様々な態様を制御することができる１つまたは複数のウィンドウ（例えば、タブ）を含むことができる。例えば、１つのユーザインターフェースでは、ユーザは、シミュレーションパラメータ設定および制御の中でもとりわけ、特定のファイルの位置、シミュレーションを実行することができるＣＰＵの数、燃焼およびスキップサイクルを含むサイクルの数、モデルに関する情報、熱／油圧選択肢、出力選択肢、および任意の境界パラメータおよび初期負荷選択肢を含むシミュレーションパラメータを調整することができる。インターフェース１６００はまた、個々のシミュレーションコンポーネントのシミュレーションおよび制御に関連する他の特定のパラメータおよび制御に関連するいくつかの他のタブを有してもよい。例えば、態様の中でもとりわけ、原子炉パラメータ、幾何学的形状、安全性、中性子、制御棒、燃料管理に関連する制御があってもよい。

図１７は、炉心メカニカルパラメータ設定および制御を示す、一実施形態による別の例示的なインターフェース１７００を示す。例えば、どのタイプの原子炉制御データを収集し、出力として提供するかを識別する１つまたは複数の設定および制御があってもよい。さらに、ユーザは、設定の中でもとりわけ、どの燃料集合体を監視すべきか、評価すべきサイクル数、実行すべき反復回数を選択的に制御することができる。また、特定のシミュレーションの実行を開始する他の制御があってもよい。インターフェースはまた、ユーザがシミュレーションをシステム（例えば、クラスタ）に提出すること、またはシミュレーションをローカルに（例えば、ユーザコンピュータ上で）実行することを可能にする制御部を含み得る。

図１８Ａ～１８Ｂは、制御棒に関連するパラメータおよびシミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェース１８００を示す。例えば、ユーザが、制御棒がシミュレーション内でどのようにモデリングされるかを決定する設定を制御することを可能にするインターフェースが存在し得る。したがって、一実施形態によれば、システムは、制御棒設定の中でもとりわけ、制御棒の位置の様々な変化をシミュレートすることができる。このインターフェースでは、ユーザは、制御棒の物理的歪みおよび様々な反応度係数などの制御棒に関連する監視すべき特定のパラメータを選択することもできる。インターフェースはまた、シミュレーションのどの出力を保存し、ユーザに提供するかを制御することができる。

図１９Ａ～図１９Ｂは、一実施形態による、シミュレーションパラメータおよび関連する制御を含む別の例示的なユーザインターフェース１９００を示す。特に、インターフェース１９００は、図１６に示されるものと同様のパラメータおよび制御を含むが、インターフェース１９００は、ピンレベルフラックスおよび消耗を決定すること、内因性源を計算すること、および他のコンポーネント選択肢を含む追加のモデル選択肢を含み得る。コンポーネントおよび機能が追加されると、インターフェースは、任意の追加の機能を組み込むように容易に拡張される。

図２０は、燃料管理に関連するパラメータおよびシミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェース２０００を示す。一実施形態によれば、システムは、炉心内の燃料シャッフリングに関する異なるシナリオをユーザがモデリングすることを可能にするインターフェースを含むことができる。特に、燃料管理インターフェースは、炉心寿命中に燃料がどのように移動するかを制御する設定を含むことができる。例えば、設定の中でもとりわけ、ユーザが、サイクル当たりの移動、カスケード当たりの移動、ジャンプリング数の調整、新鮮な供給燃料のタイプ、燃焼限界などの特定の燃焼パラメータ、およびピーキング因子などのパラメータを調整することを可能にする制御が存在し得る。

図２１は、シミュレーションパラメータを含む炉心の幾何学的形状を示す例示的なインターフェース２１００を示す。例えば、図２１００は、２次元空間における原子炉燃料集合体の幾何学的形状を示すインターフェースを含む。インターフェース２１００は、ユーザが特定の燃料集合体およびパラメータを能動的に観察することを可能にするために、描写内に関心のある１つまたは複数のパラメータを重ね合わせることができる。燃料集合体に関連する任意の数および種類のパラメータが、ユーザインターフェース内でユーザによって選択および表示されてもよいことが理解される。

〔コンピュータシステムの例〕
図２２は、様々な態様を実装するために使用され得る分散システム２２００の一実施形態を示す。上述のように、いくつかのノードを含むクラスタベースのシステムを使用して、原子力プラントのモデリングおよびシミュレーションを実行することができる。例えば、クラスタ２２００を使用することができ、クラスタ２２００は、それぞれが１つまたは複数のコアプロセッサ（例えば、コアプロセッサ２２０３Ａ～２２０３Ｚ）、１つまたは複数のメモリデバイス（例えば、ｍｅまたはデバイス２２０４Ａ～２２０４Ｚ）、１つまたは複数のストレージデバイス（例えば、ストレージデバイス２２０５）、および１つまたは複数のネットワークインターフェース（例えば、インターフェース２２０６）を有する、いくつかのノード（例えば、ノード２２００Ａ～２２０１ＺＺＺＺ）を備える。

ノード２２００Ａ～２２００ＺＺＺＺは、物理接続などの１つまたは複数の通信要素、および／またはスイッチ、ルータ、または同様のシステムなどのアクティブシステムを備えることができるネットワーク２２０２によって結合することができる。各ノードは、クラスタオペレーティングシステム（例えば、ＨＰＣクラスタ、Ｗｉｎｄｏｗｓ（登録商標）またはＬｉｎｕｘ（登録商標）オペレーティングシステム）を実行することができる。ノードは、インフィニバンド（ＩｎｆｉｎｉＢａｎｄ）、ギガビットイーサネット（登録商標）（Ｇｉｇａｂｉｔ Ｅｔｈｅｒｎｅｔ（登録商標））、または他のネットワークタイプもしくはそれらの組み合わせなどのネットワークを介して接続されてもよい。

コアプロセッサ上で実行されるユーザアプリケーションは、メッセージ通過モジュール（例えば、メッセージング通過インターフェース（ＭＰＩ））を使用して、並列実行のためにノードを横切る複数のコアを使用することができる。ノードはまた、１つ以上の特殊化されたソフトウェアが高性能を達成することを可能にする特殊化されたプロセッサ（例えば、グラフィックス処理ユニット）を含み得る。クラスタは、例えば、ユーザアカウント機能の実行、ノードがクラスタリソースを共有することを可能にするワークロード管理の実行、データベースサーバ機能（例えば、ＳＱＬ）、入力／出力機能、機能の中でもとりわけ、ユーザインターフェースの実行など、特殊化されたタスクのためにいくつかのノードを使用することができる。

他のクラスタベース、プロセッサ、メモリ、ストレージシステム（例えば、Ｈａｄｏｏｐ）またはインターフェースタイプを使用することができることを理解されたい。

以上、少なくとも１つの実施形態のいくつかの態様を説明したが、当業者には、様々な変更、修正、および改良が容易に想起されることを理解されたい。そのような変更、修正、および改良は、本開示の一部であることが意図され、本発明の精神および範囲内であることが意図される。したがって、前述の記載および図面は例示の目的のみである。

例えば、システムは、燃料集合体の物理的歪みを追跡するなど、炉心に関する履歴情報を格納するために使用することができる。このシステムは、挿入荷重および引き抜き荷重をレビューするなどの他の機能を実行するために使用することができる。また、燃料集合体履歴に関して十分に知られている場合、システムは、組成物的に修正された、または他の原子炉から持ち込まれた集合体を取り込むために、組成物をシミュレートすることができる。

さらに、モデリングシステムは、動作中の原子炉からの実際の測定パラメータを含むことができるので、分岐探索移動の結果の計算を実際の結果と比較することができ、モデリングされた原子炉を作成するために使用されるモデルを、より正確になるように調整することができることを理解されたい。他の実施形態では、特定のパラメータは、例えば、反応度を許容限度内または臨界閾値を超えて維持するために燃料移動を最適化するなど、異なる効果を有するように最適化することができる。

主張されているのは、以下の通りである。

様々な態様を実施することができる分散型コンピュータシステムのブロック図を示す。

一実施形態による、原子炉のモデリングを実行するための例示的なプロセスを示す。

一実施形態による原子炉のモデリングを実行するための別の例示的なプロセスを示す。

一実施形態による例示的な分岐探索を示す。

一実施形態ｏによる原子炉をモデリングし制御することができるシステムのブロック図を示す。

一実施形態による、動作中の原子炉に関連して原子炉をシミュレートし、モデリングするための例示的なプロセスを示す。

一実施形態による例示的な炉心および燃料集合体、並びに例示的な燃料移動を示す。

別の実施形態による例示的な炉心および燃料集合体構成を示す。

別の実施形態による例示的な炉心および燃料集合体構成を示す。

原子炉シミュレーションを実行するための従来のプロセスを示す。

一態様による原子炉シミュレーションを実行するためのプロセスを示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムを示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムの例示的なコンポーネントを示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示す。

一実施形態による原子炉の例示的なモデリングを示す。

一実施形態による例示的なシミュレーションプロセスを示す。

一実施形態による例示的なシミュレーションプロセスを示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムの一実装形態を示す。

一実施形態によるインターフェーススタックの一実施例を示す。

一実施形態によるシミュレーションコンポーネント間の相互作用の一例を示す。

一実施形態による原子炉心モデリングシステムを実装するように構成されたクラスタインターフェースの一例のユーザインターフェースを示す。

一実施形態による、シミュレーションパラメータおよび関連する制御を含む１つの例示的なユーザインターフェースを示す。

一実施形態による別の例示的なインターフェースを示す。

制御棒に関連するパラメータを含む例示的なインターフェースを示す。

シミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェースを示す。

一実施形態による、シミュレーションパラメータを含む別の例示的なユーザインターフェースを示す。

一実施形態による、関連する制御を含む別の例示的なユーザインターフェースを示す。

燃料管理に関連するパラメータおよびシミュレーション制御設定を含む例示的なインターフェースを示す。

シミュレーションパラメータを含む炉心幾何学的形状を示す例示的なインターフェースを示す。

コンピュータクラスタの一実装形態を示す。

Claims (35)

1. 原子炉データを分析する方法であって、
   複数の燃料集合体を含む炉心を有する原子炉をモデリングするように適合された原子炉心モデリングシステムによって、炉心内の複数の燃料集合体の特定の複数のグループに対して、上記炉心から燃料集合体を除去することなく、炉心内の既存の燃料集合体の複数の燃料移動を決定することを含み、
   複数の上記燃料移動を決定することは、
   上記原子炉心モデリングシステムによって、原子炉の複数の燃料サイクルについて、複数の可能なグループ移動のうちの可能なグループ移動が複数の燃料サイクルのうちの少なくとも１つの燃料サイクルに関連し、複数の上記可能なグループ移動の少なくとも１つは、上記炉心内の臨界を維持しながら、燃料補給動作の前に、上記複数の燃料サイクルの同じ燃料サイクル内で、上記炉心内の複数の燃料集合体を移動させるような、複数の可能なグループ移動を決定すること、および、
   少なくとも１つの燃料サイクルのための最適なグループ移動を決定することを含む、方法。
2. 上記最適なグループ移動は、燃焼波を定在波にする移動を含む、請求項１に記載の方法。
3. 上記最適なグループ移動は、上記少なくとも１つの燃料サイクルにわたって燃料の最適な燃焼度を達成する、請求項１に記載の方法。
4. 少なくとも１つの他のグループ移動が、別の燃料サイクル内で後の時間に行われる、請求項２に記載の方法。
5. 上記原子炉心モデリングシステムによって、上記複数の可能なグループ移動からグループ移動の最適なシーケンスを決定することをさらに含み、
   上記グループ移動の最適なシーケンスを決定することは、
   上記グループ移動の最適なシーケンスにわたって、上記炉心内の燃料の最適な燃焼度を達成する、請求項１に記載の方法。
6. 上記原子炉心モデリングシステムによって、上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
   上記原子炉心モデリングシステムによって、上記複数の可能なグループ移動に対応して、選択された原子炉プラントパラメータの結果を評価する分岐探索を実行することを含む、請求項５に記載の方法。
7. 上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
   複数の燃料サイクルにわたって可能なグループ移動を決定することを含む、請求項６に記載の方法。
8. 上記分岐探索を実行することは、
   上記選択された原子炉プラントパラメータの１つ以上の不満足な値を達成する可能なグループ移動を除去することをさらに含む、請求項６に記載の方法。
9. 上記分岐探索を実行することは、
   複数のグループ移動の各グループ移動についての上記原子炉のシミュレーションに対応して、複数のグループ移動を評価することをさらに含む、請求項６に記載の方法。
10. 複数のグループ移動の各グループ移動について上記原子炉のシミュレーションに対応して複数のグループ移動を評価することは、
    上記選択された原子炉プラントパラメータの値を評価することをさらに含む、請求項９に記載の方法。
11. 上記選択された原子炉プラントパラメータの値を評価することは、
    上記選択された原子炉プラントパラメータの値が許容限度内にあるかどうかを決定することをさらに含む、請求項１０に記載の方法。
12. 上記選択された原子炉プラントパラメータの値を評価することは、
    上記選択された原子炉プラントパラメータの値に基づいてスコアを決定することをさらに含む、請求項１０に記載の方法。
13. 上記複数の可能なグループ移動から上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
    上記炉心内の臨界を維持しながら、上記炉心内で最適燃焼を達成するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定することをさらに含む、請求項５に記載の方法。
14. 上記複数の可能なグループ移動から上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
    上記炉心内で臨界を維持するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定することをさらに含む、請求項５に記載の方法。
15. 上記複数の可能なグループ移動から上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
    上記炉心内の実質的に同じ領域に燃焼波を維持するグループ移動の少なくとも１つのシーケンスを決定することをさらに含む、請求項５に記載の方法。
16. 上記原子炉心モデリングシステムは、上記原子炉に結合され、上記原子炉の１つ以上の動作パラメータを受信するように動作可能であり、
    上記複数の可能なグループ移動から上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
    上記原子炉の上記１つ以上の動作パラメータに対応して決定される、請求項５に記載の方法。
17. 上記原子炉心モデリングシステムは、上記炉心内の上記複数の燃料集合体の特定の複数のグループについて上記複数の燃料移動を決定することを実行するように動作可能な分岐探索計算器を含む、請求項５に記載の方法。
18. 上記分岐探索計算器によって、上記複数の可能なグループ移動と並行して、上記グループ移動の最適なシーケンスを探索することをさらに含む、請求項１７に記載の方法。
19. 上記分岐探索計算器は、インターフェースを含み、
    さらに、上記分岐探索計算器によって、上記グループ移動の最適シーケンスの探索を制限する１つ以上の入力を受信することを含む、請求項１７に記載の方法。
20. 上記インターフェースは、ユーザインターフェースであり、
    上記ユーザインターフェースを介して、ユーザから、上記１つ以上の入力を受信することをさらに含む、請求項１９に記載の方法。
21. 上記分岐探索計算器は、１つ以上の出力を決定する、請求項１９に記載の方法。
22. 上記１つ以上の出力は、移動サイクルにわたる炉心内の反応度変化と、炉心内の上記複数の燃料集合体の上記特定の複数のグループの炉心内移動を識別する指標とを含むグループのうちの少なくとも１つを含む、請求項２１に記載の方法。
23. 上記１つ以上の出力は、以下：
    燃料集合体を移動すべき位置を識別する第１指標、
    炉心の臨界の第２指標、
    燃料集合体を横切る圧力降下、
    サイクル中の燃料集合体の出力変化、
    燃料集合体の冷却の第３指標、
    特定サイクルの移動回数の第４指標、
    特定サイクルの移動のチェーンの第５指標、
    燃料集合体のｋ_∞の第６指標、および、
    特定サイクルにわたる反応度変動の第７指標
    を含むグループのうちの少なくとも１つを含む、請求項２１に記載の方法。
24. 上記１つ以上の入力は、以下：
    特定サイクルにわたる反応度変動に対する許容限度の第１指標、
    燃料集合体に関連する物理的限界、および、
    燃料集合体における許容可能な出力変化の第２指標
    を含むグループのうちの少なくとも１つを含む、請求項１９に記載の方法。
25. 上記炉心内の複数の燃料集合体の特定の複数のグループについて複数の燃料移動を決定することは、
    上記炉心内に存在する定在爆燃波に対する上記特定の複数のグループの配置を決定することをさらに含む、請求項１に記載の方法。
26. 上記炉心内の複数の燃料集合体の特定の複数のグループについて複数の燃料移動を決定することは、
    燃料補給動作の前に、上記炉心内の上記特定の複数のグループの配置を決定することをさらに含む、請求項１に記載の方法。
27. 上記炉心内の複数の燃料集合体の特定の複数のグループについて複数の燃料移動を決定することは、
    複数の可能なカスケード燃料移動を上記燃料補給動作まで決定することをさらに含む、請求項２６に記載の方法。
28. 上記複数の可能なカスケード燃料移動を上記燃料補給動作まで決定することは、
    上記炉心から燃料集合体を除去することなく、上記複数の可能なカスケード燃料移動を上記燃料補給動作まで決定することをさらに含む、請求項２７に記載の方法。
29. 上記原子炉心モデリングシステムによって、上記原子炉の摂動の決定に対応して、上記複数の可能なグループ移動のスコアを決定することをさらに含む、請求項１１に記載の方法。
30. 上記原子炉の上記複数の燃料サイクルのための原子炉心モデリングシステムによって、１つ以上の特定のタイプの燃料に少なくとも部分的に基づいて、上記複数の可能なグループ移動を決定することをさらに含む、請求項１に記載の方法。
31. 上記１つ以上の特定のタイプの燃料のうちの少なくとも１つは、供給タイプの燃料またはドライバタイプの燃料のうちの少なくとも１つを含み、
    上記原子炉の複数の燃料サイクルのための上記原子炉心モデリングシステムによって、上記供給タイプの燃料または上記ドライバタイプの燃料のうちの少なくとも１つと、上記原子炉内の定在波の現在位置とに基づいて、上記複数の可能なグループ移動を決定することをさらに含む、請求項３０に記載の方法。
32. 上記原子炉心モデリングシステムによって、上記複数の可能なグループ移動から上記グループ移動の最適シーケンスを決定することは、
    上記原子炉心モデリングシステムによって、１つ以上の原子炉パラメータに基づいて、上記シーケンスにわたる上記炉心内の燃料の最適燃焼度を決定することをさらに含み、
    上記１つ以上の原子炉パラメータは、以下：
    燃焼履歴、
    燃焼限界、
    温度履歴、
    冷却材流量、
    冷却材流量履歴、
    所望の出力分布、
    反応度、および、
    反応度のフィードバック
    を含むグループからの１つ以上のパラメータを含む、請求項５に記載の方法。
33. 上記１つ以上の原子炉パラメータは、さらに、以下：
    温度、
    中性子工学、
    燃費性能、
    燃焼、
    反応度、
    出力生産量、
    滞留時間、
    燃料浪費、
    構造物の設計限界、
    構造物の安全性限界、
    毒物、
    臨界レベル、および、
    定在波の位置
    を含む、請求項３２に記載の方法。
34. 原子炉内のグループ移動の最適シーケンスを実行するように燃料ハンドラ機構を制御することをさらに含む、請求項５に記載の方法。
35. 上記グループ移動の最適シーケンスは、収束－発散シャッフリングパターンを達成する、請求項５に記載の方法。

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