KR101967484B1 - 원자로에서 재료의 이동 - Google Patents

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KR101967484B1
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테라파워, 엘엘씨
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Abstract

핵분열 원자로의 작동 및 상기 핵분열 원자로 작동의 시뮬레이션에 대한 예시적인 실시예가 제공되고, 이는 원자로 내에서 재료의 이동을 포함한다. 예시적인 실시예 및 양태는 모듈형 핵분열 원자로와 원자로 모듈을 포함하는 핵분열 원자로 및 원자로 모듈, 모듈형 핵분열 폭연 파동 원자로와 모듈을 포함하는 핵분열 폭연 파동 원자로 및 원자로 모듈, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 작동 방법, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 시뮬레이션 작동 방법 등을 포함하지만, 이는 제한되는 것은 아니다.

Description

원자로에서 재료의 이동{MOVEMENT OF MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR}
본 발명은 핵분열 원자로, 및 이와 관련된 시스템, 어플리케이션 및 장치에 관한 것이다.
핵분열 원자로의 작동 및 상기 핵분열 원자로 작동의 시뮬레이션에 대한 예시적인 실시예가 제공되고, 이는 원자로 내에서 재료의 이동을 포함한다. 예시적인 실시예 및 양태는 모듈형 핵분열 원자로와 원자로 모듈을 포함하는 핵분열 원자로 및 원자로 모듈, 모듈형 핵분열 폭연 파동 원자로와 모듈을 포함하는 핵분열 폭연 파동 원자로 및 원자로 모듈, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 작동 방법, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 시뮬레이션 작동 방법 등을 포함하지만, 이는 제한되는 것은 아니다.
전술한 개요는 단지 예시적으로서 어떠한 방식으로든 제한되도록 의도된 것이 아니다. 전술한 예시적인 관점, 실시예, 및 특징들에 더하여, 추가적인 관점, 실시예 및 특징들이 도면 및 다음의 상세한 설명을 참조함으로써 명확해질 것이다.
본 명세서에 통합되며 그 일부를 이루는 이하의 첨부된 도면은 상세한 설명과 함께 본 발명을 나타내며, 더 나아가 본 발명의 원리를 설명하고 당업자가 본 발명을 이루면서 사용하게 하는 역할을 한다.
본 발명은 향상된 핵분열 원자로, 및 이와 관련된 시스템, 어플리케이션 및 장치를 제공할 수 있다.
도 1a는 예시적인 핵분열 원자로를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 1b는 예시적인 모듈형 핵분열 폭연 파동 원자로의 개략적인 형태를 나타낸 사시도이다.
도 1c는 예시적인 유체 냉각을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 2a 및 2b는 예시적인 핵분열 연료 어셈블리를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 3은 예시적인 비인접 핵분열 연료재를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 4는 예시적인 모듈형 핵분열 연료 노심을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 5a 및 5b는 예시적인 중성자 영향 구조를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 6a 및 6b는 예시적인 핵 조사 및 재료의 이동을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 7a 내지 7c는 핵 반응성의 예시적인 온도 제어를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 8a 내지 8c는 예시적일 셀 및 셀 그룹을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 9는 예시적인 핵분열 수율 곡선을 나타낸 도면이다.
도 10은 예시적인 원자로 제어 시스템을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 11 내지 22는 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하기 위하여 관련된 예시적인 방법을 나타낸 플로우차트이다.
본 발명은 첨부된 도면을 참조하여 설명될 것이다. 도면에 있어서, 유사한 도면 부호는 동일하거나 유사한 구성 요소를 나타낼 것이다. 또한, 도면 부호의 가장 좌측의 숫자(들)는 도면 부호가 처음에 나타나는 도면을 나타낼 수 있다.
[서론]
다음의 상세한 설명에서, 본 명세서의 부분을 이루는 첨부 도면을 참조한다. 도면에 있어서, 유사한 도면 부호는 문맥상 달리 지시되지 않는 한 일반적으로 유사한 구성 요소를 나타낸다. 상세한 설명, 도면 및 청구범위에 설명된 예시적인 실시예는 제한되는 것을 의미하지 않는다. 다른 실시예가 이용될 수 있고, 본 명세서에 제시되어 있는 요지의 사상 또는 범위를 벗어남이 없이 다른 변경이 이루어질 수 있다.
개요 및 요약 부분이 아닌 상세한 설명 부분이 청구범위를 해석하는데 사용되는 것을 인식하여야 한다. 상기 개요 및 요약 부분은 발명자(들)에 의해 고려된 것으로 본 발명의 모든 예시적인 실시예가 아닌 하나 이상의 실시예를 나타낼 수 있고, 이에 따라 본 발명 및 첨부된 청구범위를 어떠한 방식으로든 제한되는 것을 의도하지 않는다.
구체적인 구성 및 어레인지먼트가 기술되었지만, 이는 단지 예시적인 목적으로만 이루어진 것을 이해하여야 한다. 당업자라면 다른 구성 및 어레인지먼트가 본 발명의 사상 및 범위를 벗어나지 않고 사용될 수 있다는 것을 알 수 있을 것이다. 또한, 본 발명은 다양한 다른 어플리케이션에서 사용될 수 있다는 것을 당업자에게 명백할 것이다. 본 발명의 범위는 기재된 실시예에 제한되지 않는다. 본 발명은 첨부된 청구범위에 의해 정의된다.
"하나의 실시예", "일 실시예", "본 실시예", "예시적인 실시예" 등에 관한 언급은 기술된 실시예가 특정 특징, 구조, 또는 특성을 포함할 수 있지만 모든 실시예가 특정 특징, 구조, 또는 특성을 반드시 포함하는 것은 아니다 라는 것을 나타낸다. 게다가, 이러한 어구가 동일한 실시예에 반드시 언급될 필요는 없다. 또한, 특정 특징, 구조, 또는 특성이 실시예와 관련하여 기재되는 경우, 실시예와 관련된 이러한 특징, 구조, 또는 특성이 명확하게 기재되었는가는 당업자의 인지 내에 있음을 이해하여야 한다.
일부 예에서, 하나 이상의 구성요소는 본 명세서에서 "으로 구성된", "으로 구성가능한", "에 작동가능한/작동적인", "적용된/적용가능한", "가능한", "에 부합할 수 있는/부합된" 등으로 나타낼 수 있다. 당업자는 이러한 용어(예를 들면, "으로 구성된")는 문맥이 달리 나타내지 않는 한, 일반적으로 활성상태 구성요소 및/또는 비활성상태 구성요소 및/또는 대기상태 구성요소를 포함할 수 있다는 것을 알 수 있을 것이다.
종래의 상태는 시스템의 양태에서 하드웨어, 소프트웨어, 및/또는 펌웨어 구현의 차이가 작은 정도까지 진행되어 왔고; 하드웨어, 소프트웨어, 및/또는 펌웨어의 사용(모든 면에서는 아니지만, 일부 경우에 하드웨어와 소프트웨어 간의 선택은 중요할 수 있음)은 비용 대 효율적인 트레이드오프(tradeoff)를 나타내는 대체로 디자인적인 선택이다는 것을 당업자라면 알 수 있을 것이다. 본 명세서에 기술된 공정 및/또는 시스템 및/또는 다른 기술이 영향을 받을 수 있는(예를 들면, 하드웨어, 소프트웨어, 및/또는 펌웨어) 다양한 매개체(vehicle)가 있고, 바람직한 매개체는 상기 공정 및/또는 시스템 및/또는 다른 기술이 배치되는 사정에 따라 달라질 것이라는 것을 당업자라면 인식할 수 있을 것이다. 예를 들어, 구현자가 속도와 정확성이 중요하다고 판단하면, 구현자는 주로 하드웨어 및/또는 펌웨어 매개체를 선택할 수 있고; 그 대신에, 유연성이 중요하면, 구현자는 주로 소프트웨어 구현을 선택할 수 있고; 또는 다시 한번 대안적으로, 구현자는 하드웨어, 소프트웨어, 및/또는 펌웨어의 일부 조합을 선택할 수 있다. 그러므로, 본 명세서에 기술된 공정 및/또는 시스템 및/또는 다른 기술이 영향을 받을 수 있는 몇가지의 매개체가 있고, 이러한 매개체의 어느 것도 상기 매개체가 배치될 것인 사정 및 달라질 수 있는 구현자의 구체적인 관심사(예를 들면, 속도, 유연성, 또는 예측 가능성)에 따라 이용될 임의의 매개체가 선택되는 점에서 다른 것보다 본질적으로 우월하지 않다. 구현의 광학적인 양태는 통상적으로 시각적으로 지향된 하드웨어, 소프트웨어, 및/또는 펌웨어를 이용할 것이라는 것을 당업자라면 알 수 있을 것이다.
전술한 설명은 블럭 다이어그램, 플로우차트, 및/또는 예시를 이용하여 장치 및/또는 공정의 다양한 실시예를 제시하였다. 하나 이상의 기능 및/또는 작동을 포함하는 이러한 블럭 다이어그램, 플로우차트, 및/또는 예시에 있어서, 상기 블럭 다이어그램, 플로우차트, 및/또는 예시 내의 각 기능 및/또는 작동은 하드웨어, 소프트웨어, 펌웨어, 또는 실제적인 이들의 조합의 폭넓은 범위에 의해 개별적으로 및/또는 일괄적으로 구현될 수 있다는 것을 당업자라면 이해할 수 있을 것이다. 일 실시예에서, 본 명세서에 기재된 요지의 일부는 주문형 반도체(ASIC), 필드 프로그램 게이트 어레이들(FPGA), 디지털 신호 프로세서(DSP), 또는 다른 집적 포맷을 통해 구현될 수 있다. 그러나, 본 명세서에 기재된 실시예의 일부 형태는 하나 이상의 컴퓨터에서 실행하는 하나 이상의 컴퓨터 프로그램(예를 들면, 하나 이상의 컴퓨터 시스템에서 실행하는 하나 이상의 프로그램), 하나 이상의 프로세서에서 실행하는 하나 이상의 프로그램(예를 들면, 하나 이상의 마이크로프로세서에서 실행하는 하나 이상의 프로그램), 펌웨어, 또는 실제적인 이들의 조합과 같이 집적 회로에서 동등하게 전체적으로 또는 부분적으로 구현될 수 있고, 전기 회로망의 설계 및/또는 소프트웨어 및/또는 펌웨어용 코드의 작성은 본 문헌을 고려하면 본 기술분야 내에서 적절하다는 것을 당업자라면 인식할 수 있을 것이다. 게다가, 본 명세서에 기술된 요지의 메커니즘은 프로그램 생성물로서 다양한 형태로 분산될 수 있고, 본 명세서에 기술된 요지의 예시적인 실시예는 분산을 정확하게 수행하는데 사용되는 특정 타입의 신호 베어링 매체(signal bearing medium)와 상관없이 적용될 것이라는 것을 당업자는 인식할 수 있을 것이다. 신호 베어링 매체의 예로는 플로피 디스크와 같은 기록형 매체, 하드 디스크 드라이브, 컴팩트 디스크(CD), 디지털 비디오 디스크(DVD), 디지털 테이프, 컴퓨터 메모리 등, 및 디지털 및/또는 아날로드 통신 매체와 같은 전송형 매체(예를 들면, 광섬유 케이블, 도파관, 유선 통신회선, 무선 통신회선(예를 들면, 송신기, 수신기, 전송 로직, 수신 로직 등) 등)을 포함하지만, 이에 제한되는 것은 아니다.
개요로써, 예시적인 실시예는 핵분열 원자로와 장치 및 이의 작동 및 시뮬레이션에 대한 방법을 제공한다. 예시적인 실시예 및 양태는 모듈형 핵분열 원자로와 원자로 모듈을 포함하는 핵분열 원자로 및 원자로 모듈, 모듈형 핵분열 폭연 파동 원자로와 모듈을 포함하는 핵분열 폭연 파동 원자로 및 원자로 모듈, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 작동 방법, 전술한 바를 포함하는 원자로와 모듈의 시뮬레이션 작동 방법 등을 포함하지만, 이는 제한되는 것은 아니다.
개요 및 도 1a를 참조해서, 예시적인 핵분열 원자로(10)가 실례를 통해 논의될 것이며 제한되지 않는다. 핵분열 원자로(10)는 핵분열 폭연 파동 원자로일 수 있지만, 이에 제한되는 것은 아니다. 원자로(10)는 원자로 베셀(12) 내에 배치된 원자로 노심(100) 및 하나 이상의 원자로 냉각재 루프(14)를 갖는 원자로 냉각재 시스템을 적절하게 포함한다.
원자로는 하나 이상의 원자로 모듈을 포함하는 모듈형 디자인일 수 있다 - 예를 들면, 도 1b에 도시된 예시적인 모듈형 원자로(50)를 참조. 각 원자로 모듈(12)은 원자로 냉각재 시스템(56)을 통해 적어도 하나의 히트 싱크(58)에 유체 연통되게 작동가능하게 결합될 수 있다. 따라서, 상기 원자로 모듈의 각각은 그 자체가 완전한 독립형 원자로 시스템인 것으로 고려될 수 있다. 원자로 모듈은 적어도 하나의 다른 인접한 원자로 모듈에 중성자적으로 결합될 수 있다. 따라서, 인접한 원자로 모듈은 앞으로 서로 물리적으로 분리될 것이나 중성자적으로 일체화될 수 있다.
원자로(10) 및 원자로(50)와 같은 원자로의 제어 및 시뮬레이션의 이해를 제공하기 위하여, 비제한적인 예로서 주어진 예시적인 노심 핵자(core nucleonics)가 제시될 것이다. 여러 원자로 실시예가 고려되지만, 이러한 비제한적인 예의 몇가지로 "모듈형 핵분열 원자로(MODULAR UNCLEAR FISSION REACTOR)"를 명칭으로 하여 발명자로서 AHLFELD, CHARLES E., GILLELAND, JOHN ROGERS, HYDE, RODERICK A., ISHIKAWA, MURIEL Y., MCALEES, DAVID G., MYHRVOLD, NATHAN P., WHITMER, CHARLES, 및 WOOD, LOWELL L.에 의해 2008년 2월 12일자에 출원된 미국 특허 출원 제12/069,907호, "장기간 작동을 위한 자동화된 원자력 반응로(AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION)"를 명칭으로 하여 발명자로서 RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, 및 LOWELL L. WOOD, JR.에 의해 2006년 11월 28일자에 출원된 미국 특허 출원 제11/605,943호, "원자로에서 연료를 제공하기 위한 방법 및 시스템(METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR)"을 명칭으로 하여 발명자로서 RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, 및 LOWELL L. WOOD, JR.에 의해 2006년 11월 28일자 출원된 미국 특허 출원 제 11/605,848호, 및 "원자로의 제어가능한 장기간 작동(CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR)"을 명칭으로 하여 발명자로서 RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, 및 LOWELL L. WOOD, JR.에 의해 2006년 11월 28일자에 출원된 미국 특허 출원 제 11/605,933호에 제안되어 있고, 이들 전체 내용은 본 명세서에 참조로서 통합된다. 그리고, 상세한 설명은 원자로의 몇가지 예시적인 실시예 및 양태를 고려하여 제시될 것이다.
[고려사항]
원자로(10) 및 원자로(50)와 같은 원자로를 상세히 설명하기에 앞서, 원자로 실시예의 몇몇 배후의 고려사항이 개요로써 주어지지만, 이는 제한적인 것으로 해석되어서는 안된다. 원자로의 일부 실시예에서는 후술하는 여러 고려사항이 반영되어 있다. 한편, 원자로의 다른 몇몇 실시예에서는 이러한 고려사항의 하나나 선택된 일부가 반영되어 있으며, 후술하는 모든 고려사항을 수용할 필요는 없다.
원자로 실시예에 사용하기 위한 핵분열 연료는 대개 널리 입수 가능한 것이고, 예를 들어 (천연, 열화, 혹은 농축) 우라늄, 토륨, 플루토늄, 또는 심지어 사전 연소된 핵분열 연료 어셈블리 등이 있으며, 이에 한정되는 것은 아니다. 널리 입수 가능한 것이 아닌 그 밖의 핵분열 연료, 예를 들어 악티늄족 원소 또는 그 동위원소가 원자로의 실시예에 사용될 수 있지만, 이에 한정되는 것은 아니다. 원자로의 일부 실시예는 최대 출력이나 그의 일부 출력에 있어서 약 1/3 세기 내지 약 1/2 세기 정도 혹은 그 이상의 장기간 작동을 고려하지만, 원자로의 일부 실시예의 양태는 핵연료 재장전을 고려하지 않는다. 그러나, 원자로의 일부 실시예는 핵연료 재장전을 고려한다. 일부 경우에, 실시예는 대신 수명이 다했을 때 그 자리에 매립하는 것을 고려할 수 있다. 상기 핵연료 재장전은 정지 기간 및/또는 출력 작동시에 발생할 수 있다. 또한, 핵분열 연료의 재처리는 일부 경우에 방지될 수 있어서, 군사적 용도로 유용할 가능성과 그 밖의 문제점을 경감시키는 것도 고려된다.
원자로의 일부 실시예는 지하 부지를 수반할 수 있으며, 이에 따라 생물권 안으로 이루어지는 방사능의 대량의 갑작스러운 방출 및 소량의 정상상태의 방출 문제를 다룰 수 있다. 일부 실시예는 운전자 제어를 최소화함을 수반할 수도 있으며, 그에 따라 이들 실시예를 최대한 실행가능하게 자동화할 수 있다. 일부 실시예에서, 수명 사이클 지향 디자인(life-cycle-oriented design)이 고려되고, 이들 실시예는 기동부터 수명 종료시의 정지될 때까지 작동할 수 있다. 수명 사이클 지향 디자인에서, 상기 실시예는 대략 완전 자동화된 방식으로 작동할 수 있다. 일부 실시예는 모듈화된 구성을 부여한다. 마지막으로, 일부 실시예는 고출력 밀도에 따라 또는 연소 기준, 출력 요구량, 중성자 플럭스 고려사항, 및 다른 파라미터와 같은 다양한 디자인 고려사항에 대응하는 선택된 출력 밀도에 따라 설계될 수도 있다.
작동시에, 원자로, 특히 원자로 노심 영역에서의 재료(예를 들면, 원소 및 동위원소)는 시간이 지나면서 변화된다. 예를 들면, 연료 원자는 핵분열 생성물로 핵분열한다. 연료 원자, 구조적 재료, 독소류(핵분열 생성물 독소류 또는 상기 원자로에 의도적으로 삽입되는 독소류) 등은 중성자를 흡수하여 다른 동위원소나 원소로 될 수 있다. 이러한 변화는 단기간 및 장기간에 디자인 및 원자로 제어에 의해 설명될 수 있다. 상기 노심 전체에 걸쳐 재료를 이동시킬 수 있는 능력은 원자로의 수명을 효율적으로 연장시킬 수 있다.
원자로의 다양한 실시예의 일부 특징은 전술한 고려사항의 일부로부터 기인한다. 예를 들면, 핵연료 재장전을 위해 정지 없이 최대 출력으로 1/3 내지 1/2 세기(또는 그 이상) 작동하는 것과, 핵분열 연료 재처리를 방지하는 것을 동시에 충족시키기 위한 요구는 고속 중성자 스펙트럼의 사용을 수반할 수 있다. 다른 예로서, 일부 실시예에서, 예를 들어 중성자의 강한 흡수체 또는 반응성 제어에 대한 다른 접근법을 이용해 구현되는 국부 반응성에 대한 네거티브 피드백을 통하는 것과 같이, 원자로에 대한 반응성의 네거티브 온도 계수(αT)가 공학적으로 정해진다. 대안적으로 또는 부가적으로, 일부 실시예는 일부 시기 동안에 중성자 감속재를 대체 및/또는 삽입하는 것과 같은 스펙트럼 제어 방법을 이용하는 중성자 플럭스에서 스펙트럼 시프트를 달성함으로써 핵분열 처리를 전체적으로 또는 부분적으로 제어하도록 구성된다. 또 다른 예로서, 일부 모듈형 폭연 파동 실시예에서, 분산형 서모스탯(thermostat)이 핵분열 연료 연소의 핵분열 폭연 파동 전파 모드를 가능하게 한다. 이러한 모드는 높은 평균 연소율의 천연 우라늄이나 토륨과 같은 비농축 악티늄족 연료를 허용하고, 동시에 노심의 연료 장전부에서 핵분열 재료의 동위원소 농축이 완만히 이루어지는 "핵분열 점화기" 영역을 비교적 적게 사용할 수 있게 한다. 또 다른 예로서, 일부 실시예에서, 1차 노심 냉각과 2차 노심 냉각에 다중 중복성(multiple redundancy)이 제공된다.
[핵분열 원자로의 예시적인 실시예]
원자로의 일부 실시예의 배후 고려사항 중 일부를 제시하였으므로, 핵분열 원자로의 예시적인 실시예에 관한 더 세부적인 사항을 설명할 것이다. 원자로의 예시적인 실시예에 대한 이하의 설명은 제한적인 것으로서가 아니라 단지 비제한적인 예로서 주어진 것이라는 점을 강조한다. 전술한 바와 같이, 원자로의 일부 실시예 뿐만 아니라 원자로(10)의 추가적인 양태를 고려한다. 원자로(10)의 예시적인 실시예에 관한 세부적인 사항을 설명한 후에, 다른 실시예 및 양태도 설명될 것이다.
도 1a를 다시 참조해 보면, 원자로(10)의 예시적인 실시예는 원자로 압력 베셀(12) 내에 배치된 원자로 노심 어셈블리(100)를 포함한다. 원자로 노심 어셈블리(100)의 일부 실시예 및 양태가 고려되며, 이를 후술할 것이다. 이하에서 상세히 설명될 특징의 일부로는, 핵분열 연료재와 그 각각의 핵자, 연료 어셈블리, 연료의 기하적인 구조, 및 완전한 원자로 시스템에서 원자로 노심 어셈블리(100)의 작동 및 시뮬레이션을 포함한다.
원자로 압력 베셀(12)은 적절하게는 당업계에 알려진 임의의 용인되는 압력 베셀이며, 원자로 압력 베셀에 사용하기에 적절한 임의의 재료, 예를 들어 스테인리스 스틸로 이루어질 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니다. 원자로 압력 베셀(12) 내에서, 중성자 반사체(미도시) 및 방사선 차폐물(미도시)이 원자로 노심 어셈블리(100)를 둘러싸고 있다. 일부 실시예에서, 상기 원자로 압력 베셀(12)은 지하에 위치한다. 이러한 경우에, 상기 원자로 압력 베셀(12)은 원자로 노심 어셈블리(100)용의 매립형 캐스크(burial cask)로서 역할을 할 수도 있다. 이러한 실시예에서, 상기 원자로 압력 베셀(12)은 적절하게는 장기간의 환경적 격리를 위해 격리 재료, 예를 들어 건조 모래로 이루어진 영역(미도시)에 의해 둘러싸인다. 격리 재료의 영역(미도시)은 직경 크기가 약 100 m 정도일 수 있다. 그러나, 다른 실시예에서, 상기 원자로 압력 베셀(12)은 지면 상에 또는 지면에 가까이 위치한다.
원자로 냉각재 루프(14)는 원자로 노심 어셈블리(100)에서 핵분열로부터의 열을 어플리케이션 열교환기(16)에 전달한다. 상기 원자로 냉각재는 특정 어플리케이션에서 요구되는 바에 맞춰 선택될 수 있다. 일부 실시예에서, 상기 원자로 냉각재는 적절하게는 헬륨(He) 가스이다. 다른 실시예에서, 상기 원자로 냉각재는 적절하게는 네온, 아르곤, 크립톤, 크세논과 같은 다른 가압 비활성 가스, 물이나 가스 상태 혹은 초유동체 상태의 이산화탄소와 같은 다른 유체, 나트륨이나 납과 같은 액체 금속, Pb-Bi와 같은 금속 합금, 폴리페닐과 같은 유기 냉각재, 또는 불화탄소일 수 있다. 상기 원자로 냉각재 루프는 적절하게는, 필요에 따라, 탄탈(Ta), 텅스텐(W), 알루미늄, 스틸이나 그 밖의 철계 혹은 비철계 합금, 또는 티타늄 혹은 지르코늄계 합금으로 이루어지거나, 또는 그 밖의 금속이나 합금으로 이루어지거나, 또는 그 밖의 구조적 재료 혹은 복합 재료로 이루어질 수 있다.
일부 실시예에서, 상기 어플리케이션 열교환기(16)는 전기 발생 스테이션(20) 내의 전기 터빈 발전기(18)와 같은 기계류를 회전시키기 위한 원동력으로서 제공되는 스팀을 발생시키는 스팀 발생기일 수 있다. 이러한 경우에, 상기 원자로 노심 어셈블리(100)는 적절하게는 높은 작동 압력과 온도, 예를 들어 1,000K나 그 이상으로 작동되며, 상기 스팀 발생기에서 발생되는 스팀는 과열된 스팀일 수 있다. 다른 실시예에서, 상기 어플리케이션 열교환기(16)는 낮은 압력과 온도의 스팀(즉, 과열된 스팀일 필요는 없음)을 발생시키는 임의의 스팀 발생기일 수 있고, 상기 원자로 노심 어셈블리(100)는 약 500K보다 낮은 온도로 작동된다. 이러한 경우에, 상기 어플리케이션 열교환기(16)는 공정 열을, 해수 담수화와 같은 어플리케이션에 혹은 바이오매스를 에탄올 등으로 증류하여 처리하는데에 제공할 수 있다.
선택적인 원자로 냉각재 펌프(22)는 원자로 냉각재를 원자로 노심 어셈블리(100)와 어플리케이션 열교환기(16)를 통해 순환시킨다. 상기 예시적인 실시예는 펌프와 중력으로 구동되는 순환을 나타냈지만, 다른 접근법은 펌프 혹은 순환 구조를 이용하지 않을 수 있고, 또는 그 밖에 기하학적으로 유사하게 제한되지 않을 수 있다는 점을 유의하라. 상기 원자로 노심 어셈블리(100)가 어플리케이션 열교환기(16)와 대략 수직 방향으로 동일 평면에 위치하는 경우에 원자로 냉각재 펌프(22)가 적절하게 제공될 수 있어서, 열 구동 헤드가 발생되지 않는다. 또한, 상기 원자로 노심 어셈블리(100)가 지하에 위치하는 경우에 상기 원자로 냉각재 펌프(22)가 제공될 수 있다. 그러나, 상기 원자로 노심 어셈블리(100)가 지하에 위치하거나, 상기 원자로 노심 어셈블리(100)가 어플리케이션 열교환기(16)의 아래에 수직하게 이격되는 임의의 방식으로 위치하는 경우에, 상기 원자로 압력 베셀(12)에서 나가는 원자로 냉각재와 상기 원자로 압력 베셀(12)에서 나가는 원자로 냉각재보다 낮은 온도로 상기 어플리케이션 열교환기(16)에서 나가는 원자로 냉각재 사이에서 열 구동 헤드가 발생될 수 있다. 충분한 열 구동 헤드가 존재하는 경우, 출력 작동시에 핵분열로부터 열을 제거하기 위하여 상기 원자로 노심 어셈블리(100)를 통해 원자로 냉각재를 충분히 순환시키도록 상기 원자로 냉각재 펌프(22)가 제공될 필요가 없다.
일부 실시예에서, 하나 이상의 원자로 냉각재 루프(14)가 제공될 수 있어서, 냉각재 상실 사고(LOCA), 유동 상실 사고(LOFA), 또는 1차-2차 누설 등과 같은 불의의 사고를 대비해, 다른 원자로 냉각재 루프(14) 중 어느 하나에 중복성을 제공할 수 있다. 각 원자로 냉각재 루프(14)는 대개 최대 출력 작동에 대해 그 규격이 정해지지만, 이러한 제한은 일부 어플리케이션에서 제거될 수 있다.
일부 실시예에서, 원자로 냉각재 차단 밸브와 같은 클로저(24)가 원자로 냉각재 시스템(14)의 라인에 제공된다. 각 원자로 냉각재 루프(14)에서, 클로저(24)는 상기 원자로 압력 베셀(12)로부터의 유출 라인 및 상기 어플리케이션 열교환기(16)의 유출구로부터 원자로 압력 베셀(12)로의 리턴 라인에 제공될 수 있다. 클로저(24)는 원자로 냉각재에 상당한 핵분열 생성물이 흡입된 것을 탐지하는 것과 같은 비상 상황 하에서 빠르게 차단되는 급속 작동식 클로저이다. 클로저(24)는 자동 작동 밸브(미도시)의 중복 시스템에 추가하여 제공될 수 있다.
정지 후의 열(붕괴열)을 제거하기 위해 하나 이상의 열 덤프 열교환기(26)가 재공된다. 열 덤프 열교환기(26)는 붕괴열 제거 냉각재를 상기 원자로 노심 어셈블리(100)를 통해 순환시키도록 구성된 1차 루프를 포함한다. 열 덤프 열교환기(26)는 공학적으로 설계된 열 덤프 열 파이프 네트워크(미도시)에 결합된 2차 루프를 포함한다. 일부 경우에, 예를 들어 중복적인 목적을 위해 하나 이상의 열 덤프 열교환기(26)가 제공될 수 있다. 열 덤프 열교환기(26)는 원자로 노심 어셈블리(100) 위에 수직 거리로 위치될 수 있어서, 붕괴열 제거 냉각재 펌프를 필요로 하지 않는 붕괴열 제거 냉각재의 자연적인 흐름을 가능하게 하도록 충분한 열 구동 헤드가 제공된다. 그러나, 일부 실시예에서는 붕괴열 제거 펌프(미도시)가 제공될 수 있다. 적절한 위치에서, 원자로 냉각재 펌프가 붕괴열을 제거하기 위해 사용될 수 있다.
원자로(10)의 예시적인 실시예의 개요가 설명되었으므로, 다른 실시예와 양태가 설명될 것이다. 먼저, 원자로 노심 어셈블리(100)의 실시예와 양태가 설명될 것이다. 원자로 노심 어셈블리(100)와 그 핵자의 개요가 먼저 제시되고, 이어서 원자로 노심 어셈블리(100)의 예시적인 실시예와 다른 양태의 설명이 이어질 것이다.
개괄적이고 보편적인 관점에서, 원자로 노심 어셈블리(100)의 구조적인 구성요소는 탄탈(Ta), 텅스텐(W), 레늄(Re), 또는 마텐자이트 스테인리스 스틸(예를 들면, HT9), 오스테나이트 스테인리스 스틸(예를 들면, 316 타입)과 같은 스틸을 포함하는 다양한 합금, 탄소 복합재, 또는 세라믹 등으로 이루어질 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니다. 이러한 재료는 원자로 노심 어셈블리(100)가 높은 온도에서 작동하기 때문에, 그리고 최대 출력 작동시 상정되는 수명에 걸쳐서의 내크리프성, 기계 가공성, 및 내식성 때문에 적합하다. 구조적 구성요소는 단일 재료로 이루어질 수 있거나, 또는 재료의 조합(예를 들면, 코팅, 합금, 다층, 복합재 등)으로 이루어질 수 있다. 일부 실시예에서, 원자로 노심 어셈블리(100)는 알루미늄(Al), 스틸, 티타늄(Ti) 등과 같은 다른 재료가 단독으로 또는 조합으로 구조적 구성요소로 사용될 수 있도록 충분히 낮은 온도에서 작동된다.
폭연 파동 실시예에서, 원자로 노심 어셈블리(100)는 작은 핵분열 점화기 및 큰 핵분열 폭연 연소 파동 전파 영역을 갖는다. 상기 핵분열 폭연 연소 파동 전파 영역은 토륨 또는 우라늄 연료를 함유하는 것이 적절하고, 고속 중성자 스펙트럼의 핵분열 증식의 일반적인 원리에 따라 기능한다. 일부 폭연 파동 실시예에서, 국부적인 중성자 플럭스를 규제하는 모듈을 온도 조절하여 원자로 노심 어셈블리(100) 전체에 걸쳐서 균일한 온도가 유지되어 국부적인 출력 생산을 제어한다. 일부 예시적인 폭연 파동 실시예는 전술한 "원자로의 제어가능한 장기간 작동(CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR)"을 명칭으로 하며 본 명세서에 참조로서 전체적으로 통합된 미국 특허 출원 제 11/605,933호("'933 출원")에 추가적으로 제안되어 있다.
원자로는 모듈형일 수 있다. 도 1b를 참조하면, 예시적인 모듈형 원자로(50)가 도시되어 있다. 원자로(50)의 예시적인 실시예에 대한 다음의 설명은 제한적인 것으로서가 아니라 단지 비제한적인 예로서 주어진 것이라는 점을 강조한다. 전술한 바와 같이, 원자로(10, 50)와 같은 원자로의 일부 실시예 뿐만 아니라 원자로의 추가적인 양태를 고려한다. 원자로(10, 50)에 나타낸 특징은 별도로 또는 임의의 적절한 조합으로 구현될 수 있다. 원자로(10)의 예시적인 실시예에 관한 세부적인 사항을 설명한 후에, 다른 실시예 및 양태도 설명될 것이다.
모듈형 원자로(50)가 예시를 통해 도시되어 있고, 상기 모듈형 원자로는 도넛형 어레인지먼트 또는 원자로 모듈(52)의 임의의 다른 어레인지먼트일 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니다. 이러한 기하학적 어레인지먼트 또는 임의의 타입의 기하학적 어레인지먼트에 대한 제한이 없다는 것을 이해할 수 있을 것이다. 이를 위하여, 원자로 모듈(52)의 부가적인 어레인지먼트가 아래에서 더 후술될 것이다. 간결성의 면에서, 원자로 모듈(52)의 부가적인 어레인지먼트에 대한 설명은 본 명세서에 설명된 것으로 제한된다. 그러나, 원자로 모듈(52)은 원하는 임의의 방식으로 배열될 수 있으며 인접한 핵분열 폭연 파동 원자로 모듈(52)의 중성자적 결합을 수용할 수 있다는 것을 인식할 수 있을 것이다.
전술한 바와 같이, 상기 예시적인 모듈형 원자로(50)는 원자로 모듈(52)을 포함하는 것이 적절하다. 각 원자로 모듈(52)은 적절하게는 원자로 노심(54) 및 원자로 냉각재 시스템(56)을 포함할 수 있다. 각 핵분열 폭연 파동 원자로 모듈(52)은 하나 이상의 관련된 원자로 냉각재 시스템(56)을 통해 적어도 하나의 히트 싱크(58)에 유체 연통되게 작동가능하게 결합될 수 있다. 즉, 상기 원자로 모듈(52)의 각각은 그 자체가 완전한 독립형 원자로 시스템인 것으로 고려될 수 있다. 원자로 모듈(52)은 적어도 하나의 인접한 원자로 모듈(52)에 중성자적으로 결합될 수 있다. 상기 모듈형 원자로(50)의 여러 실시예가 고려되었지만, 상기 모듈형 원자로(50)의 고려된 여러 실시예 중 공통된 특징은 전술한 "모듈형 핵분열 원자로(MODULAR UNCLEAR FISSION REACTOR)"를 명칭으로 하며 본 명세서에 참조로서 전체적으로 통합된 미국 특허 출원 제12/069,907호("'907 출원")에 추가적으로 제안된 바와 같은 "화염면(burnfront)" 또는 핵분열 폭연 파동의 발생을 통한 인접한 원자로 모듈(52)의 중성자적 결합이다.
도 1c를 참조하면, 열 에너지는 다른 실시예에 따른 핵분열 원자로 노심으로부터 추출될 수 있다. 핵분열 원자로(110)에서, 핵분열은 (예를 들어, 연료 베어링 노심 전체를 통해 또는 연소 파면에서 전파되어) 열 발생 영역(120)에서 발생된다. 응축된 상 밀도 유체(예를 들면, 물, 액체 금속, 테르페닐, 폴리페닐, 플루오르카본, FLIBE(2LiF-BeF2) 등)와 같은 열 흡수재(160)가 화살표(150)로 나타낸 바와 같이 상기 영역(120)을 통해 흐르고, 열은 상기 열 발생 영역(120)으로부터 열 흡수재(160)로 전달된다. 일부 실시예, 예를 들면 고속 핵분열 스펙트럼 원자로에서, 열 흡수재(160)는 중성자 스펙트럼의 동요를 최소화하기 위하여 비활성 핵 물질(예를 들면, He4)이도록 선택된다. 핵분열 원자로(110)의 다른 실시예에서, 중성자 함유량은 충분히 견실하므로, 비활성 핵 물질이 아닌 열 흡수재(160)가 적절하게 이용될 수 있다. 열 흡수재(160)는 대략 열 발생 영역(120)과 열 접촉하지 않는 열 추출 영역(130)으로 (예를 들면, 자연 대류 또는 강제 이동에 의해) 흐른다. 열 에너지(140)는 열 추출 영역(130)에서 열 흡수재(160)로부터 추출된다. 상기 열 추출 영역(130)에서 열 에너지(140)를 추출함에 따라 열 흡수재(160)는 액체 상태, 다상 상태, 또는 대략 가스 상태로 있을 수 있다.
[원자로 재료의 예시적인 이동]
연료재는 연료재 뿐만 아니라 구조적 재료(예를 들면, 클래딩)를 포함한다. 도 2a를 참조하면, 본 명세서의 다른 부분에서 설명된 것을 포함하는 임의의 타입의 핵분열 원자로를 포함하는 원자로(200)는 그 내부에 배치된 핵분열 연료 어셈블리(210)를 포함할 수 있다. 다음의 설명은 원자로(200)에서 사용될 수 있는 예시적인 핵분열 연료 어셈블리(210)의 세부적인 사항을 포함한다. 비제한적인 예로서 주어진 도 2b를 참조하면, 일 실시예에서 핵분열 연료 어셈블리(210)는 핵분열 연료 어셈블리(220)를 포함하는 것이 적절하다. 일 실시예에서, 핵분열 연료 어셈블리(220)는 "사전 연소(previously burnt)"된다. 상기 "사전 연소"란 용어는 핵분열 연료 어셈블리의 적어도 일부 구성요소가 중성자-매개된 핵분열을 겪고, 핵분열 연료의 동위원소 구성이 변경되었음을 의미한다. 즉, 상기 핵분열 연료 어셈블리가 (빠르거나 느리게) 중성자 스펙트럼 또는 플럭스에 입력되고, 적어도 일부 구성요소가 중성자-매개된 핵분열을 겪고, 그 결과 상기 핵분열 연료의 동위원소 구성이 변화된다. 따라서, 사전 연소된 핵분열 연료 어셈블리(220)는 경수로(이에 한정되는 것은 아님)와 같은 원자로(200)를 포함하는 임의의 원자로에서 사전 연소될 수 있다. (예를 들면, 사전 연소된 핵분열 연료 어셈블리(220)에서) 사전 연소된 핵분열 연료는 사전 연소 이후에 화학적으로 처리되지 않을 수 있다.
상기 핵분열 연료 어셈블리(220)는 천연 토륨, 천연 우라늄, 농축 우라늄과 유사한 악티늄족 원소 또는 초우라늄 원소와 같이, 핵분열 원자로에서 핵분열을 겪기에 적절한 재료이면 어떠한 타입의 핵분열 재료라도 제한 없이 포함할 수 있다. 핵분열 연료 어셈블리(220)는 클래딩(224)으로 덮인다. 핵분열 연료 어셈블리가 사전 연소되면, 상기 클래딩(224)은 핵분열 연료 어셈블리(220)가 연소되기 전에 덮혀진 "초기(original)" 클래딩일 수 있다. 일부 다른 실시예에서, 사전 연소된 핵분열 연료 어셈블리(220)는 "초기" 클래딩(224)으로 덮이지 않을 수 있다. 예를 들어, 사전 연소된 핵분열 연료 어셈블리(220)는 초기 클래딩(224)에서 유지되고, 새로운 클래딩(미도시)이 상기 클래딩(224)의 외부 둘레에 배치될 수 있다. 일부 실시예에서, 새로운 클래딩은 빈 공간으로의 팽창을 제공하는 것을 돕도록 구성된 클래딩 섹션(미도시)으로 이루어진다. 다른 실시예에서, 상기 새로운 클래딩은 상기 클래딩(224)의 외부와 원자로 냉각재(미도시) 사이에 제공된 튜브와 같은 배리어로서 제공될 수 있다.
도 3을 참조하면, 예시적인 핵분열 연료 구조(300)는 핵분열 연료재의 비인접(non-contiguous) 세그먼트(320)를 포함한다. 비인접 세그먼트(320)는 물리적 접촉 없이 "중성자적" 접촉일 수 있다. 또한, 핵분열 연료 구조(300)는 선택적인 핵분열 점화기(310)를 포함할 수 있다. 전술한 '933 출원에서 설명된 바와 같이, 핵분열 점화기(310)는 폭연 전파 파동형 원자로에서 사용될 수 있다.
도 4를 참조하면, 모듈형 핵분열 연료 노심(400)은 선택적 중성자 반사체/방사선 차폐물(410) 및 모듈형 어셈블리(420)를 포함할 수 있다. 모듈형 어셈블리(420)는 일부의 연료재 함량을 갖는 모듈형 연료 어셈블리일 수 있다. 모듈형 어셈블리는 (일부의 독소 재료 함량을 갖는) 모듈형 독소 어셈블리, (주로 구조적 목적으로서 역할을 하는) 모듈형 구조 어셈블리, (페이로드(payload), 예를 들어 중성자 플럭스를 받게 될 재료를 견디도록 디자인된) 모듈형 페이로드 어셈블리, (단지 플레이스 홀더(placeholder)로서 역할을 하는, 예를 들어 빈 공간 또는 냉각재 및/또는 감속재로 채워진 빈 공간에 의해 유도된 중성자적, 흐름, 구조적, 및 열적 섭동을 감소시키기 위한) 모듈형 블랭크 어셈블리, 또는 이들의 임의의 조합일 수 있다.
모듈형 어셈블리(420)는 어셈블리 리셉터클(430) 내에 원하는 대로 위치된다. 모듈형 핵분열 연료 노심(400)은 임의의 방식으로 작동될 수 있다. 예를 들어, 초기 작동 이전에, 모듈형 핵분열 연료 노심(400) 내의 모든 어셈블리 리셉터클(430)에는 모듈형 연료 어셈블리(420)가 완전히 채워질 수 있다. 예를 들어, 폭연 전파 파동형 원자로 실시예에서, 초기 작동 이전은 핵분열 연료 어셈블리(420)내에 및 이를 통한 핵분열 폭연 전파 파동 화염면의 발생 및 전파 이전을 의미한다. 다른 원자로 실시예에서, 초기 작동 이전은 초기 임계 이전 또는 모듈형 핵분열 연료 노심이 중성자 플럭스에 노출되기 이전을 의미한다.
다른 예로서, 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(420)는 원하는 대로 각각의 어셈블리 리셉터클(430)로부터 제거되어, (동일하거나 다른 타입의) 다른 모듈형 어셈블리(440)로 교체될 수 있고; 이러한 설치는 화살표(444)로 나타내어져 있다. 예를 들어, "연소된" 연료 어셈블리는 "미연소된" 연료 어셈블리로 교체될 수 있고, 독소 어셈블리는 연료 어셈블리 등으로 교체될 수 있다. 다른 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(440)는 사용되지 않을 수 있거나 또는 사전에 사용될 수도 있다. 예를 들어, 폭연 전파 파동형 원자로 실시예에서, 핵분열 폭연 파동 화염면(burnfront)이 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(420)를 통해 완전히 전파된 후에 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(420)는 제거되어 다른 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(440)로 교체될 수 있다. 다른 실시예에서, 모듈형 어셈블리(420)는 어떤 이유를 위해(예를 들면, 테스트나 실험적 용도, 연료나 독소의 재분산 등) 제거되어 다른 모듈형 어셈블리(440)로 교체될 수 있다. 이러한 교체 전략은 모듈형 핵분열 연료 노심(400)의 작동을 원하는대로 연장시키는데 사용될 수 있다.
다른 예로서, 초기 작동 이전에 모듈형 어셈블리(420)를 모듈형 핵분열 연료 노심(400)에 완전히 채울 필요는 없다. 예를 들어, 모든 어셈블리 리셉터클(430)에 모듈형 어셈블리(420)가 채워질 수 있다. 이러한 경우, 상기 모듈형 핵분열 연료 노심(400) 내에 위치된 모듈형 연료 어셈블리(420)의 수는 이용 가능한 모듈형 연료 어셈블리의 수, 모듈형 핵분열 연료 노심(400)에 궁극적으로 위치될 것인 출력 요구량(예를 들어, 전기 부하 와트) 등과 같은 여러 이유에 기초하여 결정될 수 있다. 따라서, 초기에 전체의 모듈형 핵분열 연료 노심(400)에 모듈형 연료 어셈블리를 장전하지 않고, 모듈형 핵분열 연료 노심(400)의 작동은 지속 또는 연장될 수 있다.
모듈성의 개념은 확대 적용될 수 있음은 물론이다. 예를 들면, 다른 실시예에서, 모듈형 핵분열 연료 노심(400)에 다수의 모듈형 어셈블리(420)를 채우는 것과 동일한 방식으로, 모듈형 핵분열 원자로에 다수의 핵분열 원자로 노심을 채울 수 있다. 이 때문에, 상기 모듈형 핵분열 원자로는 모듈형 핵분열 연료 노심(400)과 유사해질 수 있고, 핵분열 원자로 노심은 모듈형 핵분열 연료 어셈블리(420)와 유사해질 수 있다. 따라서, 모듈형 핵분열 연료 노심(400)에 관하여 전술한 고려되는 여러 작동 모드는 모듈형 핵분열 원자로에 유사하게 적용된다.
또한, 모듈형 어셈블리에 있지 않은 노심재는 원자로 노심에서 이동될 수 있다. 제어 로드 또는 다른 장치를 이용하여 반응성 (이에 따른 네거티브 반응성 계수를 갖는 작동 원자로에서 노심 평균 온도)을 제어하는 것은 종래 기술에 공지되어 있다. 게다가, 다른 중성자 변형 구조가 본 발명의 실시예에서 고려된다. 예를 들어, 도 5a 및 5b를 참조하면, 중성자 변형 구조(530)는, 다양한 목적을 위하여, 전파 화염면 핵분열 원자로(550)를 포함하는 원자로(500)에 중성자 변형(예를 들면, 흡수, 반사, 감속 등) 물질을 위치시킬 수 있다. 일 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 한정되는 것이 아닌 Li-6, B-10, 또는 Gd와 같은 중성자 흡수체를 핵분열 연료에 삽입한다. 다른 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 한정되는 것이 아닌 탄화수소 또는 Li-7과 같은 중성자 흡수체를 핵분열 연료에 삽입하여, 중성자 에너지 스펙트럼을 변형시키고, 국부 영역에서 핵분열 연료의 중성자 반응성을 변화시킨다.
일부의 경우, (전파 화염면 핵분열 원자로(550)를 포함하는) 원자로(500)에서, 중성자 감속재의 효과는 중성자 에너지 스펙트럼의 세부적인 변화(예를 들면, 단면 공명의 적중 혹은 부적중)와 연관되고, 다른 경우에 중성자 감속재의 효과는 중성자 환경의 평균 중성자 에너지를 낮추는 것("고속" 중성자 에너지로부터 고온 열 중성자 에너지 혹은 열 중성자 에너지로 하향 이동시키는 것)과 연관되어 있다. 또 다른 상황에서, 중성자 감속재는 중성자를 선택 위치를 향하게 혹은 선택 위치로부터 멀어지게 편향시키는 효과가 있다. 일부 실시예에서, 전술한 중성자 감속재의 효과 중의 하나가 가장 중요하지만, 다른 실시예에서는, 여러 효과가 유사한 설계 중요도를 갖는다. 다른 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 중성자 흡수체와 중성자 감속재를 모두 포함하며; 한 가지 비제한적인 예에서는, 중성자 감속 물질의 위치에 대한 중성자 흡수 물질의 위치를 변경하여 (예컨대, 흡수체에 의한 흡수를 증가시키거나 감소시키기 위해, 스펙트럼을 이동시킴으로써, 혹은 흡수체를 가리거나 드러냄으로써) 제어를 행하고, 다른 비제한적인 예에서는, 중성자 흡수 물질 및/또는 중성자 감속 물질의 양을 변경함으로써 제어를 행한다.
전파 화염면 핵분열 원자로(550)와 같은 실시예에서, 핵분열 폭연 파동 화염면은 원하는 대로 핵분열 연료의 영역으로 구동될 수 있어서, 가변적인 핵분열 연료 연소를 가능하게 한다. 전파 화염면 핵분열 원자로(550)에서, 핵분열 폭연 파동 화염면(510)은 초기화되어 전파된다. 중성자 변형 구조(530)는 화살표(520)로 나타낸 방향으로 화염면(510)으로 향하거나 이동할 수 있다. 일 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 화염면(510) 뒤에 중성자 흡수체를 삽입하여 상기 화염면(510) 앞에서 연료의 중성자 반응성과 관련된 화염면(510)에 의해 곧 연소된 연료의 중성자 반응성을 낮추거나 하방향으로 구동하고, 이에 의하여 상기 핵분열 폭연 파동의 전파율을 증가시킨다. 다른 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 중성자 흡수체를 화염면(510) 앞의 핵분열 연료로 삽입하여, 상기 핵분열 폭연 파동의 전파를 하방향으로 느리게 한다. 다른 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 중성자 흡수체를 상기 화염면(510) 내에 또는 그 측방향으로 핵분열 연료에 삽입하여, 상기 화염면(510)의 유효 크기를 변화시킨다. 다른 실시예에서, 중성자 변형 구조(530)는 중성자 감속재를 삽입하여, 중성자 에너지 스펙트럼을 변형시키고, 이에 의하여 상기 화염면(510) 앞 또는 뒤에서 핵분열 연료의 중성자 반응성과 관련된 상기 화염면(510)에 의해 곧 연소된 핵분열 연료의 중성자 반응성을 변화시킨다.
따라서, 원자로(500)에서의 국부 중성자 반응성 및 전파 화염면 핵분열 원자로(550)에서의 화염면(510)은 선택된 국부 반응률 또는 전파 파라미터에 따라 원하는대로 지향될 수 있다. 예를 들어, 국부 반응률 파라미터는 핵분열률, 열 발생 밀도, 출력 밀도의 단면 치수 등을 포함할 수 있다. 화염면 핵분열 원자로(550)에서, 전파 파라미터는 상기 화염면(510)의 전파 방향 또는 지향, 상기 화염면(510)의 전파율, 상기 화염면(510)이 (상기 화염면(510)의 전파 축과 관련된 연소 영역의 축 또는 측방향 치수와 같이) 전파되게 연소 영역을 통과하는 연소 영역의 단면 치수 등을 포함할 수 있다. 예를 들어, 상기 전파 파라미터는 상기 화염면(510)의 공간적 또는 일시적 위치를 제어하기 위하여 선택될 수 있어서, 제어 요소 등(예를 들면, 중성자 변형 구조 또는 서모스탯)이 작동하지 않거나 오작동하는 것을 방지한다.
중성자 변형 구조(530)는 능동적으로 및/또는 수동적으로 제어(예를 들면, 프로그램가능하게)될 수 있다. 능동적으로 제어되는 중성자 변형 구조는 조작자 및/또는 외부 제어 시스템에 의해 능동적으로 제어된다. 수동적으로 제어되는 중성자 변형 구조는 상기 노심의 하나 이상의 위치에서의 상태에 대하여 응답한다. 예를 들어, 프로그램가능한 온도 응답 중성자 변형 구조(이의 예로는 전술한 '933 출원에서 설명되었음)는 중성자 흡수 또는 중성자 감속 물질을 (전파 화염면 핵분열 원자로(550)와 같은 실시예를 포함하는) 원자로(500)의 연료 충전부로 및 이로부터 도입하여 제거한다. 작동 온도 프로파일에 대한 응답하여, 프로그램가능한 온도 응답 중성자 변형 구조는 중성자 흡수 또는 중성자 감속 물질을 핵분열 원자로의 연료 충전부로 도입하여, 상기 핵분열 원자로에서 작동 온도를 낮추거나 또는 상기 핵분열 원자로의 작동 온도를 상승시키기 위하여 상기 핵분열 원자로의 연료 충전부로 중성자 흡수 또는 중성자 감속 물질을 제거한다.
상기 온도는 수동적으로 제어되는 또는 프로그램가능한 온도 응답 중성자 변형 구조의 제어 설정을 결정하는데 사용될 수 있는 제어 파라미터의 한 가지 예일 뿐이다. 프로그램가능한 온도 응답 중성자 변형 구조의 제어 설정을 결정하는데 사용될 수 있는 다른 제어 파라미터의 비제한적인 예로는, 출력 레벨, 중성자 준위, 중성자 스펙트럼, 중성자 흡수, 연료 연소율 레벨 등이 있다. 한 가지 예에서는, 다른 핵분열 원자로에서 사용하기 위한 핵분열 연료의 고속 "증식"을 달성하기 위해, 또는 핵분열 폭연 파동 전파형 핵분열 원자로에서의 핵분열 폭연 파동을 차후에 재전파하는 것에 관한 상기 연소된 핵분열 연료의 적합성을 강화하기 위해, 연료 연소율 레벨을 비교적 낮은(예컨대, <50%) 레벨로 제어하는데 중성자 변형 구조가 사용된다. 다른 시간 또는 핵분열 원자로의 다른 부분에서는 다른 제어 파라미터가 사용될 수 있다. 중성자 변형 구조에 관한 내용에서 앞서 설명한, 중성자 흡수체, 중성자 감속재, 중성자 흡수체 및/또는 중성자 감소재의 조합, 가변 기하구조의 중성자 변형체 등의 사용(이에 한정되는 것은 아님)을 비롯한 다양한 중성자 변형 방법이, 프로그램가능한 온도 응답 중성자 변형 구조에도 이용될 수 있음은 물론이다.
재료는 원자로에서 중성자 플럭스에 영향을 받을 수 있다. 원자로에서 재료에 대한 중성자 조사는 지속기간 및/또는 기간의 연장 및 국부 출력 레벨에 의해 제어될 수 있다. 다른 실시예에서, 재료에 대한 중성자 조사는 중성자 변형 구조를 통한 중성자 환경(예컨대, Np-237 처리를 위한 중성자 에너지 스펙트럼)의 조절에 의해 제어될 수 있다. 도 6a 및 도 6b를 참조하면, 예를 들어 화살표(602)로 나타낸 바와 같이 원자로(600)로 삽입된 재료(610)는 그 중에서도 국부 출력 레벨, 지속기간, 및 중성자 변형 구조에 따라 중성자 플럭스에 의해 영향을 받을 것이다. 상기 원자로가 원자로(650)와 같은 전파 핵분열 폭연 파동 원자로인 실시예에서, 재료(610)는 화살표(652)로 나타낸 바와 같이 원자로(650)에 삽입될 수 있다. 다른 실시예에서, 전파 핵분열 폭연 파동 원자로(650)는 핵분열로 발생된 중성자의 일부를 노심 재료의 핵 처리에 사용하면서, 외부 중성자 공급원에 의존하여 전파 화염면을 유지시키는, "안전한" 아임계 방식으로 작동될 수 있다. 일부 실시예에서, 원자로(600 또는 650) 내의 위치로 재료(610)의 이동은 (도시된 바와 같이) 원자로에 대한 외부 위치로부터 또는 원자로 내의 다른 위치(미도시)로부터 이루어질 수 있다.
일부 실시예에서, 재료(610)는 핵분열 점화가 원자로 내에서 발생하기 전에 원자로 내의 위치에 존재할 수 있는 반면에, 다른 실시예에서 상기 재료는 그 위치에서 핵분열이 발생한 후에 추가될 수 있다. 일부 실시예에서, 재료는 원자로에서 제거되는 반면에, 다른 실시예에서 상기 재료는 그 자리에 남겨진다. 대안적으로, 한 세트의 비조사 속성을 갖는 재료는 원자로에 로딩된다. 전파 핵분열 폭연 파동 원자로(650)의 경우에, 핵분열 폭연 파동 전파 화염면(예를 들면, 화염면(670))이 상기 재료를 통과하기 때문에, 상기 재료는 반응성이 최대화된 영역에 물리적으로 근접하게 (예를 들면, 화살표(652, 602)로 나타낸 바와 같이) 이송되어 이 영역과 중성자 결합된다.
상기 재료(610)는 원하는 변경된 특성의 세트를 갖는 제2 재료(606)로 제1 재료(610)를 전환시키기에 충분한 기간 동안 중성자 결합한 채로 남아 있는다. 따라서, 상기 재료(610)가 상기 재료(606)로 전환됨에 따라, 상기 재료(606)는 화살표(604 또는 654)로 나타낸 바와 같이 원자로(600)(또는 원자로(650))의 외부로 물리적으로 이송된다. 이러한 제거는 원자로(600)(또는 원자로(650))의 작동 중에, 또는 정지 이후에 일어날 수 있다. 상기 제거는 연속적인 공정, 순차적인 공정, 또는 배치(batch) 공정으로 수행될 수 있다. 일례로서, 핵으로 처리된 재료(606)는 이후에 다른 핵분열 원자로에서, 예컨대 경수로(LWRs) 또는 전파 핵분열 폭연 파동 원자로(이에 한정되는 것은 아님)에서 핵분열 연료로서 사용될 수 있다. 다른 비제한적인 예에서, 핵으로 처리된 재료(606)는 이후에 전파 핵분열 폭연 파동 원자로의 핵분열 점화기 내에서 사용될 수 있다. 한 가지 접근법에서는, 변경된 재료 또는 구조에 알맞은 작동 파라미터의 임의의 변화에 대해 적절한 열 제어를 제공하도록 열 관리를 조정할 수 있다.
다른 실시예에 따르면, 온도 피동 중성자 흡수는 핵분열 원자로를 제어하는데 사용될 수 있으며, 이에 의해 본래 안정적인 반응성의 네거티브 온도 계수(αT)가 "공학적으로" 정해진다. 도 7a를 참조하면, 원자로(700)에는, 예컨대 열전쌍(이에 한정되는 것은 아님) 등의 온도 검출기(710)가 설치된다. 본 실시예에서, 핵분열 원자로(700)는 적절하게는 어떠한 타입의 핵분열 원자로이어도 무방하다. 이 때문에, 핵분열 원자로(700)는 특정 어플리케이션에서 요구되는 바에 따라 열 중성자 스펙트럼의 핵분열 원자로 또는 고속 중성자 스펙트럼의 핵분열 원자로로일 수 있다.
예를 들어, 온도 검출기는 원자로(700)에서 국부적인 온도를 검출하고, 검출된 국부적인 온도를 나타내는 신호(714)를 발생시킨다. 상기 신호(714)는 임의의 허용 가능한 방식으로, 예컨대 유체 커플링, 전기 커플링, 광학 커플링, 무선 송신, 음향 커플링, 자기 커플링 등(이에 한정되는 것은 아님)에 의해 제어 시스템(720)에 전달된다. 핵분열 원자로(700)를 바람직한 작동 파라미터(예컨대, 최대 원자로 출력에 요망되는 국부적인 온도 등)로 회복시키기 위해, 제어 시스템(720)은, 검출된 국부적인 온도를 나타내는 신호(714)에 응답하여, 원자로(700)에서의 국부적인 중성자 반응성에 대해 적절한(양의 혹은 음의) 수정을 결정한다. 이 때문에, 제어 시스템(720)은 국부적인 중성자 반응성에 대한 바람직한 수정을 나타내는 제어 신호(724)를 발생시킨다. 제어 신호(724)는 중성자 흡수 물질의 디스펜서(730)에 전달된다. 제어 신호(724)는 적절하게는 상기 신호(714)와 동일한 방식으로 전달된다. 중성자 흡수 물질은 적절하게는 특정 어플리케이션에 바람직한 임의의 중성자 흡수 물질, 예컨대 Li-6, B-10, 또는 Gd 등(이에 한정되는 것은 아님)이다. 디스펜서(730)는 적절하게는 필요 용도에 적합한 임의의 저장조 및 분배 기구이고, 예컨대 저장조가 디스펜서(730)로부터 멀리 떨어져(예컨대, 핵분열 원자로(700)의 중성자 반사체의 외부에) 위치할 수 있다. 디스펜서(730)는 제어 신호(724)에 응답하여 중성자 흡수 물질을 핵분열로 노심 내에 분배하며, 이에 의해 국부적인 중성자 반응성이 바뀌게 된다.
비제한적인 예로서 주어진 도 7b를 참조해 보면, 예시적인 열 제어가 중성자 흡수 유체에 의해 달성될 수 있다. 열적으로 결합된 유체 수용 구조(740)는 핵분열 원자로(700)의 국부적인 영역과 열적으로 통하는 유체를 수용한다. 이 유체 수용 구조(740) 내의 유체는 국부적인 온도의 오르내림에 응답하여 팽창하거나 수축한다. 상기 유체의 팽창 및/또는 수축은, 원자로(700)의 외부에 위치하는 힘 결합 구조(750), 예컨대 피스톤 등(이에 한정되는 것은 아님)에 작동적으로 전달된다. 힘 결합 구조(750)에 의해 전달되는 합력이, 중성자 흡수 유체 수용 구조(760) 내의 중성자 흡수 유체에 가해진다. 이에 따라, 중성자 흡수 유체는 중성자 흡수 유체 수용 구조(760)로부터 분배되고, 이에 의해 국부적인 중성자 반응성이 바뀌게 된다. 다른 예에서는, 중성자 흡수 유체에 추가하여, 또는 중성자 흡수 유체 대신에, 중성자 감속 유체를 사용할 수 있다. 중성자 감속 유체는 중성자 에너지 스펙트럼을 변경하고 국부적인 중성자 환경의 평균 중성자 에너지를 감소시켜, 핵분열 원자로(700) 내의 핵분열 연료의 중성자 반응성을 하락시키거나 또는 낮춘다. 다른 예에서, 중성사 흡수 유체 및/또는 중성자 감속 유체는 다상 조성(예컨대, 액체 내의 고체 펠렛)을 가질 수 있다.
도 7c는 도 7b에 도시된 구성의 예시적인 실시를 상세히 보여준다. 도 7c를 참조하면, 중성자 플럭스의 매우 큰 변동, 중성자 스펙트럼의 매우 큰 변동, 연료 조성의 큰 변화, 그리고 핵분열 원자로에 있어서 출력 요구량의 대규모의 변화와 관련하여, 핵분열 원자로(701)의 연료 출력 밀도는, 독립적으로 작동하는 자동 온도 조절 모듈의 분포 집합의 집단적인 작동에 의해 연속적으로 조절된다. 이러한 작동은, 핵분열 원자로(701)의 설계 온도를 거의 넘어서는 시점에 반응성의 네거티브 온도 계수를 크게 제공한다. 상기 모듈 각각은 한 쌍의 격실을 포함하고, 이들 격실 각각에는 모세관에 의해 공급이 이루어지는데, 상기 모듈은 핵분열 원자로(701)의 연료 충전부의 도처에 3차원 격자 형태로 배치되며(균일 배열체 혹은 비균일 배열체를 형성할 수 있음), 그 국부적인 간격은 대략 핵분열 중성자용 중간 에너지의 평균 자유 경로이다(또는 예비 용도의 경우 축소될 수 있다). 핵분열 연료 내에 위치하는 작은 서모스탯-벌브 격실(761)은 주요 중성자 에너지에 대하여 중성자 흡수 단면적이 작은, 열에 민감한 물질, 예컨대 Li-7(이에 한정되는 것은 아님)을 수용하는 반면에, 다른 위치(예컨대, 냉각재 튜브의 벽에)에 배치되는 상대적으로 큰 격실(741)은, 중성자 흡수 단면적이 비교적 큰 중성자 흡수 물질, 예컨대 Li-6(이에 한정되는 것은 아님)을 가변량으로 수용할 수 있다. 1 bar의 압력에서 리튬은 453 K에서 융해되고 1615 K에서 기화되므로, 핵분열 원자로(701)의 통상적인 작동 온도 범위에 걸쳐서 액체이다. 연료의 온도가 상승함에 따라, 서모스탯-벌브(761)에 수용된 열에 민감한 물질이 팽창하고, 그 중의 소량(Li-7의 온도 변화가 100 K인 경우 약 10-3)이, 잠재적으로는 킬로바의 압력을 받아, 모세관으로 배출되는데, 이 모세관의 끝은 멀리 떨어져 있는(예컨대, 방사선 차폐물의 외부에 있는) 실린더 및 피스톤 어셈블리(751)의 바닥에 있고, (중력이 이용되는 경우에는) 노심 내부의 중성자 흡수 물질 격실(741)보다 물리적으로 더 낮은 곳에 있다. 적당량의 열에 민감한 고압 물질이 실린더 및 피스톤 어셈블리(751)의 행정 체적 배가 피스톤을 구동시키는데, 이 피스톤은 잠재적으로는 103배 만큼 큰 양의 중성자 흡수 물질을, 노심을 누비며 나가는 모세관을 통해, 서모스탯-벌브에 인접한 노심 내부의 격실로 밀어 넣어, 흐름을 구동한다. 그 최소 치수가 중성자 평균 자유 경로보다 작은 한에는 그 공간적 형상의 실체가 없는 중성자 흡수 물질은, 국부적인 중성자 플럭스를 흡수에 의해 저하시키는 작용을 하고, 이에 의해 국부적인 연료 출력 밀도가 저하된다. 국부적인 연료 온도가 하락할 때, 중성자 흡수 물질은 (예컨대, 중력의 압력 헤드의 작용하에) 실린더 및 피스톤 어셈블리(751)로 복귀하고, 이에 의해 열에 민감한 물질이 서모스탯-벌브 격실(761)로 되돌아가게 되며, 이 격실은 그 열기계학적 압력이 이제 더 낮아져서 상기 열에 민감한 물질을 수용할 수 있게 된다.
서모스탯 모듈의 작동이 이상의 예시적인 실시에서 설명한 특정 유체(Li-6 및 Li-7)에 의존하지 않음은 물론이다. 한 가지 예시적인 실시예에서, 상기 열에 민감한 물질은 중성자 흡수 물질과는, 동위원소적으로 뿐만 아니라 화학적으로도 다를 수 있다. 다른 예시적 실시예에서, 상기 열에 민감한 물질은 중성자 흡수 물질과 동위원소적으로 동일하고, 중성자에 노출된 물질의 양의 차이로 인해 중성자 흡수 특성은 차이를 나타내지만, 물질 조성에는 차이가 없는 것일 수 있다.
[원자로 제어 및 시뮬레이션]
중성자 이동 계산은 결정론적 방법(예를 들면, 이산 좌표(discrete ordinates) 방법), 몬테카를로 방법(Monte Carlo method)과 같은 스토캐스틱(stochastic) 방법을 이용하거나, 이 두 방법을 복합한 방법(예를 들면, 다른 몬테카를로 이행에서 어떤 관점들을 계산하는 결정론적 방법을 이용하는 것)을 이용하여 실행될 수 있다. 결정론적 방법은 통상적으로 평균입자의 거동을 이용하여 이송 방정식을 푼다. 스토캐스틱 방법은 통상적으로 상 공간(phase space)를 많은 작은 체적들로 나눈다. 인접하는 체적들 사이에서의 중성자 이동은 적은 거리를 이동하는데 적은 시간이 걸리게 된다. 그러므로, 시간, 체적 및 거리가 보다 작아짐에 따라, 즉 0에 근접함에 따라, 계산은 미적분 이송 방정식(공간과 시간 도함수를 갖는)에 근사하다.
한편, 몬테카를로 방법은 개별 입자들을 시뮬레이션하고 이들의 평균 거동의 몇몇 관점들을 기록함으로써 해답을 얻는다. 몬테카를로 방법은 결정론적 방법을 이용한 예시적 결과를 결정하는데 어려움이 있을 때 종종 이용된다. 중성자 이송에 적용함으로써, 몬테카를로 방법은 개별 확률적 이벤트들을 시뮬레이션할 수 있고, 이에 따라 생성부터 소멸까지(예를 들면, 흡수, 이탈 등)의 중성자의 라이프스타일을 도출한다. 관련된 확률 분포(예를 들면, 연속 및/또는 개별의 확률 밀도 함수로서 나타내는)는 각 시간 단계에서 결과(예를 들면, 산란, 핵분열, 중성자 포획, 누출)를 결정하도록 무작위로 샘플링된다. 충돌은 물리 방정식 및 단면적 데이터(cross sectional data)를 이용하여 모델링될 수 있다. 충돌 주파수, 이에 따라 독소(posions)에 의한 흡수로 인한 핵분열 및 손실과 같은 반응들을 유도되는 중성자는 물론 지분 체적에서 각각 핵분열성 동위원소 및 독소의 농도에 따른다.
원자에 대한 단면적 데이터는 예를 들면 중성자에 대한, 다양한 산포 및 흡수 방식과 같은 상호작용에 대한 입자에 대해 원자가 존재하는 효과적인 단면적 영역을 나타낸다. 통상적으로 단면적은 원자, 입자 및 입자의 에너지에 의해 변화한다. 그러므로 단면적은 어떤 에너지를 갖는 사건 입자를 갖는 원자의 특정 상호작용의 가능성을 나타내도록 이용될 수 있다.
반응(예를 들면, 산포, 방사성 포획, 흡수, 핵분열)에 대한 미시적 단면적(microscopic cross-section)과 같은 미시적 특성들은 일종의 핵들(즉, 특정 재료의 핵들)의 본질적인 특성이다. 반응에 대한 미시적 단면적과 같은 미시적 특성들은 재료의 농도 또는 밀도(예를 들면, 단위 체적당 원자의 수)를 갖는 재료의 고유 체적이다. 미시적 단면적은 통상적으로 면적 단위들로 표현된다(예를 들면, cm2 or "반(barn)"-반은 10-28m2이다). 거시적 단면적은 밀도를 곱한 미시적 단면적에 비례하거나, 1/(평균자유행로 거리)와 동등하며, 이에 따라 1/길이(예를 들면, m-1)의 단위로 표현된다.
단면적 데이터는 통상적으로 실증 수단에 의해 결정된다. 그러므로, 특히 단생 동위원소(short-lived isotopes)에 있어서, 중성자 에너지의 큰 스펙트럼에 대한 단면적 데이터는 아직 단순하게 이용할 수 없다. 따라서, 중성자 단면적과 같이 완벽히 알려지거나 잘 특성된 특성들을 갖지 않는 모집단의 동위원소를 갖는 체적에서의 몬테카를로 계산을 정확히 실행하는 것은 어렵다. 또한, 각각 그리고 매 재료에 대한 모든 단면적 데이터가 잘 특성화되었더라도, 컴퓨터계산에서의 부담은 매우 크게 될 수 있다. 이들 어려움 및/또는 컴퓨터계산에서의 부담들을 감소하는데 도움 줄 수 있는 방법들을 여기에서 상세히 설명한다.
변환 계산은 예를 들면 중성자 플럭스 하에서 변화함에 따르는 각 핵종의 목록 또는 농도을 결정한다. 일반적으로, 변환 계산은 주어진 중성자 플럭스에 가해지는 재료의 손실률 또는 생성률에 근거하여 새로운 집단의 재료를 결정하는 것으로 고려될 수 있다. 소정 원자의 재료는 예를 들면 두 개의 핵분열 생성물을 핵분열 및 생성할 수 있으며, 다른 원자의 재료는 중성자 포획 이후 큰 원자 질량수(A)의 동위원소로 전환될 수 있다. 또 다른 원자의 재료는 다른 원소 등등으로 베타 붕괴 또는 알파 붕괴될 수 있다. 그러므로, 작동 원자로에서의 다량의 재료의 변화율은 통상적으로 붕괴로 인한 손실률, 붕괴로 인한 획득률, 중성자-유도 반응으로 인한 손실률 및 중성자-유도 반응으로 인한 획득률의 합이다.
현재 중성자 플럭스에 따른 재료에 대한 변환 계산 및 핵분열성 동위원소 및 독소와 같은 재료의 현재 농도에 따른 중성자 플럭스 계산을 알 수 있게 된다. 이들 계산은 다양한 방법으로 서로 연결될 수 있으며, 룬게-쿠타법(Runge-Kutta method)과 같은 반복 수치 분석 도구를 포함하며, 이에 한정되는 것은 아니다. 룬게-쿠타법의 대한 전체적 설명은 해당 기술분야에서 잘 알려져 있으므로 이에 대한 설명은 생략하다. 그러나 일반적으로 분명한 룬게-쿠타법은 초기값 문제를 해결한다.
Figure 112012032397719-pct00001
상기 방정식을 이용하여
Figure 112012032397719-pct00002
, 여기에서
Figure 112012032397719-pct00003
특정 룬게-쿠타법을 특정하기 위하여, 정수, s 및 한 세트의 계수 aij, bij 및 ci가 제공될 수 있다. 룬게-쿠타법은 계수가 아래와 같다면 일정하다.
Figure 112012032397719-pct00004
그로므로, 예를 들면 일정한 제4 순서 룬게 쿠타는 아래와 같다.
Figure 112012032397719-pct00005
그러므로, 다음의 값 yn +1은 현재 값 yn에 의해 결정되고, 간격 사이즈 및 추정된 기울기의 생성물을 플러스한다. 상기 기울기는 편중된 평균의 기울기로, k1은 간격의 시작에서의 기울기이고, k2는 오일러법(Euler's method)을 이용하여 지점 tn + h/2에서 y 값을 결정하기 위하여 기울기 k1을 이용하여 간격의 중간지점에서의 기울기이며, k3는 다시 중간지점에서의 기울기이지만, y-값을 결정하기 위하여 최근 기울기 k2를 이용하고, k4는 k3를 이용하여 결정된 그의 y-값을 갖는 간격의 끝단에서의 기울기이다. 상기 오일러법은 기본적으로 기울기를 추정하고, 그 기울기를 이용하여 스몰 스텝(small step)으로 진행한다. 제2 순서의 룬게-쿠타법의 예시들은 미드포인트(midpoint) 방법 및 호인 방법(Heun's method)을 포함한다.
그러므로, 원자로 노심 또는 지분의 체적(원자로 노심의 내측 또는 외측)에서 재료의 업데이트된 양(예를 들면, 목록 또는 농도)은 재료의 이전 양 및 중성자 플럭스에 근거항 재료의 양의 변화의 평균 비율을 결정함으로써 결정될 수 있다. 이는 원자로 노심 또는 지분의 체적에서 모든 재료에 대하여 개별적으로 또는 동시에 실행될 수 있다. 상기 중성자 플럭스는 노심에서의 재료의 양에 근거하여 플럭스의 변화의 평균 비율을 결정함으로써 차례차례 결정될 수 있다.
상기 계산들의 정확성은 원자로의 일부 체적들이 전체 원자로 노심보다 고려되어질 때 증진될 수 있다. 예를 들면, 전체 계산은 동질 모델의 원자로 노심에서 실행될 수 있다-상기 노심은 모든 재료에 대하여 평균 분포를 갖도록 시뮬레이션 된다. 상기 노심을 많은 동질 셀로 구성되는 체적으로서 나타냄으로써 더 높은 해답을 얻을 수 있으며, 각 셀은 다른 농도의 재료들을 갖도록 할 수 있다. 셀들은 동질로 이루어질 필요는 없지만, 동질의 셀은 계산을 단순화하기 위하여 일반적으로 바람직하다.
상기 해답이 충분히 높으면, 상기 노심은 매우 양호한 정확성을 갖는 것으로 나타내어질 수 있다. 예를 들면, 규정된 기하학적 형태 및 재료의 농도를 각각 갖는 3차원 기하학적 셀이 이용될 수 있다. 셀은 다양하게 규정될 수 있는데, 면과 교차점의 상황과 같은 그들 접착면들 그리고 공간 영역들의 통합성을 포함하며, 이에 한정되는 것은 아니다. 이송 계산은 각 셀에 대하여 통상적으로 반응의 수 그리고 각 이웃하는 셀에 교차하는 경계를 결정할 수 있다.
도 8a에 나타낸 바와 같이, 구조체(800)는 복잡한 형태들을 갖는 셀로 형성될 수 있다. 단순화를 위하여, 2차원으로 나타내었지만(즉, 단면), 셀은 통상적으로 3차원임을 이해할 수 있다. 또한, 한정되지 않는 예시로서, 그 위치들과 형상들은 상대적으로 균일하다. 예를 들면, 예시적 셀(802)은 구형으로 이루어질 수 있다. 예시적 셀(804)은 셀(802)로 형성된 체적을 제외하고는 큰 구형으로 이루어질 수 있다. 예시적 셀(806)은 셀(804)의 외측 구형면에 의해 제한되는 체적을 제외하고는 육면체로 이루어질 수 있다. 또한, 셀(802)은 도면으로 소정 거리 연장하는 원통형으로 이루어질 수 있고, 셀(804)은 셀(802)의 체적을 제외하고는 큰 원통형으로 결정되는 체적으로 될 수 있으며, 셀(806)은 셀(804)의 외면에 의해 한정되는 원통형 내에서의 체적을 제외하고는 사각 프리즘으로 이루어질 수 있다. 어떤 경우에서든, 셀(802)은 연료 재료, 독소 재료 및 구조적 재료 중 제1 구성요소를 포함할 수 있다. 셀(804)은 연료 재료, 독소 재료 및 구조적 재료 중 제2 구성요소를 구비할 수 있다. 셀(806)은 구조적 재료(예를 들면, 클래딩(cladding))만의 제3 구성요소로 될 수 있다.
도 8b에 나타낸 바와 같이, 셀들은 큰 구조체를 형성하도록 결합될 수 있다. 예를 들면, 구조체(800)는 사각 프리즘 형태 어셈블리를 나타낼 수 있다. 구조체(830)는 많은 구조체(800)를 포함할 수 있다. 예를 들면, 구조체(830)는 6 연료 핀 × 4 연료 핀 그리고 50 연료 핀 깊이의 연료 모듈을 형성할 수 있다. 그러므로 매우 큰 구조체가 형성될 수 있다. 예를 들면, 도 8c에 나타낸 바와 같이, 예시적 구조체(860)는 각각 많은 구조체(800)(연료 어셈블리)를 포함하는 19 구조체(830)(예를 들면, 연료 모듈)의 배열을 갖는 원자로 노심을 나타낼 수 있다. 그러므로, 실제 작동 원자로 또는 상세 원자로 디자인의 공간에서 특정 물리적 위치는 셀에 의해 나타내어질 수 있다. 계산은 작동 동안 실제 원자로를 나타내는 상세 모델을 이용하여 실행될 수 있다. 그 결과는 원자로 제어에 대하여 결정하는데 이용될 수 있다. 유사하게, 계산은 작동 절차를 테스트하거나 제안 연료 및 독소 로딩(loading)을 테스트하기 위하여 제안된 원자로의 묘사에서 실행될 수 있다.
변환 및 이송 계산은 각 셀에 대하여 실행될 수 있다. 복잡한 모델에 있어서, 이는 매우 많은 수의 셀로 인하여 많은 컴퓨터계산적으로 부담을 부분적으로 가져올 수 있다. 또한, 컴퓨터계산적 부담은 각 셀에 존재할 수 있는 다수으ㅟ 재료들에 의해 증가될 수 있다. 작동 이전에, 원자로는 다수의 재료들(예를 들면, 다양한 연료 동위원소, 설치된 독소 동위원소, 구조적 동위원소, 감속제, 반사기 등)을 이미 포함한다. 작동 즉시, 원자로에서의 다수의 재료들(예를 들면, 동위원소들)은 중성자 포획 및 특히 중성자 유도 핵분열로 인해 현저히 증가한다.
소정 에너지의 중성자에 의해 유도된 소정 동위원소의 핵분열로부터의 핵분열 생성물의 분포는 핵분열생성물 수율 곡선(yield curve)에 의해 설명될 수 있다. 도 9는 예시적인 핵분열 생성물 수율 곡선(900)을 나타낸 것이다. 그래프는 각 질량수(A)를 갖는 핵분열 생성물의 퍼센트에서 전체 핵분열 수율을 나타내는 것임을 알 수 있다. 하나 이상의 동위원소는 소정 질량수를 가질 수 있다. 그러므로, 예를 들면, 140의 질량수를 갖는 핵분열 생성물은 질량수=140에 의해 정의된 곡선에서 지점 이하로 떨어진다. 이 예에서, U-235의 열적 핵분열에 의해 생성된 핵분열 생성물이 핵분열 생성물 수율 곡선(900)에 나타내었다. 고속 중성자에 의해 유도된 U-235의 핵분열에 대한 곡선은 유사하지만 다른 형태이다. 중성자 에너지는 "고속" 또는 "열적" 이외에 보다 세세히 분류될 수 있다. 또한, 다른 핵분열 동위원소에 대한 핵분열 수율 곡선은 유사하지만 다른 형태를 가질 수 있다. 그러나 일반적으로 핵분열 수율 곡선은 두 개의 피크된 "험프(hump)"를 갖는 이러한 "M" 형태를 따른다. 그러므로, 상기 곡선은 두 부분으로 분할될 수 있는데, 좌측 곡선부(912)는 좌측 피크(922)를 포함하고, 우측 곡선부(914)는 우측 피크(924)를 포함한다. 영역(902)은 좌측 피크(22)와 좌측 곡선부(912) 아래로 떨어지고, 영역(904)는 우측 피크(924)와 우측 곡선부(914) 아래로 떨어진다. 원자로가 작동함에 따라, 핵분열 생성물의 레벨(level)은 핵분열로 인하여 증가하려 하지만(즉, 핵분열로 인해 생성률을 가짐), 핵붕괴 및 중성자 포획 또는 "번아웃(burnout)"으로 인해 감소하려 한다(즉, 핵붕괴나 포획으로 인한 손실률을 가짐). 변환 계산은 원자로 작동 동안 이들 레벨을 결정하거나 계산하는데 이용될 수 있다.
여기에서 설명한 바와 같이, 제어 시스템(720)과 같은 원자로 제어 시스템은 원자로(700)의 국부적 중성자의 반응성에 대하여 적절한 보정(양적 또는 음적)을 결정할 수 있다(예를 들면, 파워에서 원자로 작동 동안 요구되는 국부적 온도와 같은 요구되는 작동 파라미터로 원자로(700)를 복귀시키도록). 이를 위하여, 제어 시스템은 국부적 중성자의 반응성에 대하여 요구되는 보정을 나타내는 제어 신호(예를 들면, 제어 신호(724))를 발생시킬 수 있다. 원자로 제어 시스템 및 제어 신호는 제어 시스템(720) 및 제어 신호(724)와 같은 실시예들에 한정되는 것은 아니다. 또한, 원자로 제어 시스템은 요구되는 데로 원자로를 제어하거나 및/또는 정지시키도록 제어 로드와 같은 특성들에 영향을 주거나 흡수하는 다른 중성자를 제어할 수 있으며, 이는 해당 기술분야에서 잘 알려져 있다. 또한, 원자로 제어 시스템은 다양한 흐름, 예를 들면 원자로 폐쇄(예를 들면, 폐쇄(24)) 또는 원자로 냉각 정지 밸브, 스팀 정지 밸브 등을 포함하지만 이에 한정되지 않는, 원자로 시스템에서의 여려 밸브 위치 및/또는 원자로 냉각 펌프(예를 들면, 원자로 냉각 펌프(22))에서 변화를 명령함으로써 원자로 또는 원자로의 일부를 통한 재료의 흡열(예를 들면, 냉각재)의 흐름에서의 변화를 명령하기 위한 제어 신호를 발생시킬 수 있다. 또한, 원자로 제어 시스템은 제동 위치들(예를 들면, 원자로 냉각 펌프 파워공급 제동, 스팀 터빈 발전기 출력 제동 등)에서의 변화를 명령할 수 있다. 해당 기술분야에 잘 알려져 있는 바와 같이, 원자로 제어 시스템은 중성자 검출기(예를 들면, 원자로 파워 또는 노심의 일부에서 국부적 원자로 파워를 결정하기 위하여 중성자 플럭스을 검출하기 위한) 및 흐름과 위치 검출기(예를 들면, 벤튜리 방식 흐름 검출기, 밸브 위치 계기, 제동 위치 계기)에 부가하여 온도 입력부(예를 들면, 온도 검출기(710)로부터의 입력을 제공받는 제어 시스템(720)을 구비할 수 있다. 그러므로, 원자로 제어 시스템은 전체 원자로 열적 파워 및/또는 국부적 원자로 열적 파워에 응답하여 전체 온도 및 국부적인 온도를 제어하기 위하여 원자로 및/또는 그 원자로 부분들을 통해 흡열 재료(예를 들면, 냉각재)의 흐름을 제어할 수 있다. 또한, 원자로 제어 시스템은 조작자 지시를 제공하거나 조작자 입력을 수용할 수 있다. 그러므로, 원자로 제어 시스템은 원자로 작동을 감시하고, 몇몇 자동 제어 특성(여기에서 보다 상세히 설명되는, 유량의 변화 및 제어 로드의 이동 또는 재료에 영향을 주거나 흡수하는 중성자의 위치결정과 같은)을 제공할 수 있고, 작동 파라미터들을 표시할 수 있으며, 수동 제어 동작에 대한 조작자의 입력을 수용하고 실행할 수 있다.
[예시적인 컴퓨터 시스템]
본 발명의 몇몇 관점들 및/또는 특징들은 소프트웨어, 펌웨어, 하드웨어 또는 이들의 조합에 의해 실현될 수 있다. 계산은 표 색인을 이용하여 계산될 수 있다. 개별 구성요소들의 하드웨어 구현은 디지털 구현에 한정되는 것은 아니며, 아날로그 전기 회로로 이루어질 수 있다. 또한, 실시예들은 적어도 하나의 통신 시스템에서 또는 다른 요소들이 전역에 퍼져있는 여러 상호연결 통신 시스템에서 중앙집중 방식으로 실현될 수 있다. 여기에서 설명된 방법들을 실행하기 위한 어떤 종류의 컴퓨터 시스템 또는 다른 장치들이 적합하다.
도 10은 본 발명 또는 그의 일부가 컴퓨터-독취가능한 코드로서 구현될 수 있는 예시적 컴퓨터 시스템(1000)을 나타낸 것이다. 본 발명의 여러 실시예들은 이 예시적 컴퓨터 시스템(1000)에 관하여 설명된다. 본 설명을 읽은 후에, 다른 컴퓨터 시스템 및/또는 컴퓨터 아키텍쳐를 이용하여 본 발명을 어떻게 실현하는 것에 대해서 해당 기술분야의 당업자라면 명백히 이해할 수 있다.
컴퓨터 시스템(1000)은 프로세서(1004)와 같은 하나 이상의 프로세서를 포함한다. 프로세서(1004)는 특정 목적 또는 일반적 목적의 프로세서로 이루어질 수 있다. 프로세서(1004)는 통신 기반시설(예를 들면, 버스 또는 네트워크)에 연결된다.
또한, 컴퓨터 시스템(1000)은 메인 메모리(1008), 바람직하게는 랜덤 액세스 메모리(RAM)를 포함할 수 있고, 또한 제2 메모리(1010)를 포함할 수 있다. 제2 메모리(1010)는 예를 들면 하드디스크 드라이브(1012), 제거가능한 저장 드라이브(1014), 소정 방식의 비휘발성 메모리 및/또는 메모리 스틱을 포함할 수 있다. 제거가능한 저장 드라이브(1014)는 플로피 디스크 드라이브, 자기테이프 드라이브, 광디스크 드라이브, 플래시 메모리 등을 포함할 수 있다. 상기 제거가능한 저장 드라이브(1014)는 잘 알려진 방식으로 제거가능한 저장 유닛(1018)으로부터 읽거나 그로 쓰기를 한다. 제거가능한 저장 유닛(1018)은 제거가능한 저장 드라이브(1014)에 의해 읽히고 그에 의해 쓰기될 수 있는 플로피 디스크, 자기테이프, 광디스크 등을 포함할 수 있다. 관련 기술분야의 당업자라면 잘 알 수 있는 바와 같이, 제거가능한 저장 유닛(1018)은 그에 컴퓨터 소프프웨어 및/또는 데이터를 저장한 컴퓨터 이용가능한 거장 매체를 포함한다.
다른 구현 예들로서, 제2 메모리(1010)는 컴퓨터 프로그램이나 다른 지시들이 컴퓨터 시스템(1000)으로 로딩될 수 있게 할 수 있는 다른 유사한 수단을 포함할 수 있다. 이러한 수단은 예를 들면 제거가능한 저장 유닛(1022) 및 인터페이스(1020)를 포함할 수 있다. 이러한 수단의 예시들은 프로그램 카트리지와 카트리지 인터페이스(비디오게임 장치들에서 알 수 이는 바와 같은), 제거가능한 메모리 칩(EPROM 또는 PROM과 같은)과 관련된 소켓, 및 그 제거가능한 저장 유닛(1022)으로부터 컴퓨터 시스템(1000)으로 소프트웨어 및 제이터를 전송할 수 있는 다른 제거가능한 저장 유닛(1022) 및 인터페이스(1020)를 포함할 수 있다.
또한, 컴퓨터 시스템(1000)은 통신 인터페이스(1024)를 포함할 수 있다. 통신 인터페이스(1024)는 컴퓨터 시스템(1000)과 외부 장치들 간에 소프트웨어와 데이터를 전송할 수 있도록 한다. 통신 인터페이스(1024)는 모뎀, 네트워크 인터페이스(이더넷 카드), 통신 포트, PCMCIA 슬롯 및 카드 등을 포함할 수 있다. 통신 인터페이스(1024)를 통해 전송된 소프트웨어 및 데이터는 전자, 전자석, 광으로 될 수 있는 신호의 형태로 되거나, 통신 인터페이스(1024)에 의해 수신될 수 있는 다른 신호이다. 이들 신호는 통신 경로(1026)를 통해 통신 인터페이스(1024)로제공된다. 통신 경로(1026)는 신호를 전달하고, 선이나 케이블, 광섬유, 전화선, 휴대폰 링크, RF 링크 또는 다른 통신 채널을 이용하여 구현될 수 있다.
또한, 컴퓨터 시스템(1000)은 원자로 제어 시스템(1030)에 결합될 수 있다. 원자로 제어 시스템(1030)은 도면에 나타낸 바와 같이 통신 기반시설(1006)에 직접적으로 인터페이스 될 수 있다. 또한, 원자로 제어 시스템은 통신 인터페이스(1024) 또는 통신 인터페이스(1025)와 통신 경로(1026)를 통해 인터페이스 될 수 있다.
본 설명에서, "컴퓨터 프로그램 매체" 및 "컴퓨터 이용가능한 매체"는 제거가능한 저장 유닛(1018), 제거가능한 저장 유닛(1022) 및 하드디스크 드라이브(1012)에 설치된 하드디시크와 같은 매체를 일반적으로 칭하는 것으로 이용된다. 다른 곳에 저장되고 통신 경로(1026) 상에 수반되는 신호들은 여기에서 설명된 로직(logic)을 구현할 수 있다. 컴퓨터 프로그램 매체 및 컴퓨터 이용가능한 매체는 메인 메모리(1008) 및 제2 메모리(1010)와 같은 메모리들을 칭할 수 있으며, 이는 메모리 반도체(예를 들면, DRAM 등)로 될 수 있다. 이들 컴퓨터 프로그램 제품들은 소프트웨어를 컴퓨터 시스템(1000)에 제공하기 위한 수단이다.
컴퓨터 프로그램(컴퓨터 제어 로직이라고도 불림)은 메인 메모리(1008) 및/또는 제2 메모리(1010)에 저장된다. 또한, 컴퓨터 프로그램은 통신 인터페이스(1024)를 통해 제공받는다. 이러한 컴퓨터 프로그램은 실행시 컴퓨터 시스템(1000)이 여기에서 설명된 바와 같은 본 발명을 구현할 수 있도록 한다. 특히, 컴퓨터 프로그램은 실행시 여기에서 설명된 프로차트에 의해 나타낸 방법들과 같은 본 발명의 처리 성능에 프로세서(1004)가 이용되도록 할 수 있다. 따라서, 이러한 컴퓨터 프로그램은 컴퓨터 시스템(1000)의 컨트롤러를 나타낸다. 본 발명이 소프트웨어를 이용하여 구현될 때, 소프트웨어는 컴퓨터 프로그램 제품에 저장될 수 있고, 제거가능한 저장 드라이브(1014), 인터페이스(1020), 하드드라이브(1012) 또는 통신 인터페이스(1024)를 이용하여 컴퓨터 시스템(1000)으로 로딩될 수 있다.
또한, 본 발명은 어떤 컴퓨터 이용가능한 매체에 저장된 소프트웨어를 포함하는 컴퓨터 프로그램 제품에 관한 것이다. 본 내용에서 컴퓨터 프로그램 또는 소프트웨어는 특정 기능을 실행하기 위한 정보 처리 능력을 갖는 시스템이 a) 다른 언어, 코드 또는 표기로의 전환, b) 다른 재료 형태로의 재생성 중 하나 또는 모두를 직접적으로 또는 그 이후에 실행하도록 하는 한 세트의 지시의 어떤 언어, 코드 및 표기에서의 소정 표현을 의미한다. 본 발명의 실시예들은 현재 공지된 또는 미래에 어떤 컴퓨터 이용가능한 또는 독취가능한 매체를 채용한다. 컴퓨터 이용가능한 매체의 예시들은 앞의 저장 장치들(예를 들면, 어떤 방식의 랜덤액세스 메모리), 제2 저장 장치들(예를 들면, 하드드라이브, 플로피디스크, CD ROMS, ZIP 디스크, 테이프, 자기 저장 장치, 광저장 장치, MEMS, 나노기술 저장 장치 등) 및 통신 매체(예를 들면, 유무선 통신 네트워크, 국지 네트워크, 광역 네트워크, 인트라넷 등)을 포함하며, 이에 한정되는 것은 아니다.
[원자로 재료를 맵핑하는 방법]
원자로, 원자로 제어 및 시뮬레이션의 실시예가 설명되었으므로, 이하 이와 관련된 예시적인 방법이 설명될 것이다.
다음은 공정 구현을 나타내는 일련의 플로우차트이다. 이해의 편의를 위하여, 상기 플로우차트는 초기 플로우차트는 전체적인 "큰 그림" 관점을 통해 구현예를 표현하고 이후에 뒤따르는 플로우차트는 대안적인 구현예 및/또는 하나 이상의 앞서 표현된 플로우차트에 관한 하위 단계 또는 추가 단계로써 "큰 그림" 플로우차트의 확장을 표현하도록 조직된다. 당업자라면, 본 명세서에 사용된 표현 양식(예를 들어, 개요를 표현하는 플로우차트의 표현으로 시작하여 그 후에 후속하는 플로우차트에서 추가 및/또는 상세를 제공하는 양식)이 일반적으로 다양한 방법 구현예의 신속하고 용이한 이해를 허용한다는 점을 인식할 것이다. 또한, 당업자라면, 본 명세서에 사용된 양식이 또한 모듈형 설계 패러다임에 더 적합하다는 점을 인식할 것이다. 상기 블럭은 특별히 지정되지 않는 한 임의의 순서로 또는 동시에 수행될 수 있다. 본 발명의 일부 실시예는 상기 블럭 또는 블럭들이 명확하게 표시되든 또는 선택적으로 기재되든 것에 관계없이 각각 그리고 모든 블럭의 이행을 요구하지 않는다. 다른 실시예는 상기 블럭 또는 블럭들이 반복되게 표시되든 또는 기재되든 것에 관계없이 하나 이상의 블럭의 반복을 필요로 한다.
도 11을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1100)이 제공된다. 상기 방법(1100)은 블럭 1105에서 시작한다.
블럭 1105에서, 제1 셀에서의 플럭스가 적어도 제1 셀에서 적어도 하나의 재료량(들)에 기초하여 결정된다. 상기 플럭스 결정은 제1 셀에서의 하나 이상의 재료량 및/또는 상기 제1 셀에서의 이전 플럭스에 더 기초할 수 있다. 또한, 상기 플럭스 결정은 하나 이상의 다른 셀에서 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다. 예를 들어, 플럭스는 이송 계산(예를 들면, 중성자 이송식을 구함)에 의해 결정될 수 있다. "플럭스"는 임의의 플럭스(예를 들면, 광자, 알파, 베타 등)일 수 있지만, 통상적으로 중성자 플럭스이다. 상기 플럭스는 플럭스의 평균 변화율을 이용하는 수치해석 방법에 의해 결정될 수 있다. 상기 플럭스의 평균 변화율은 (예를 들면, Runge Kutta 방법 또는 임의의 다른 방법에 의해 결정된 바와 같은) 가중 평균일 수 있다. 상기 플럭스는 제1 셀에서 하나 이상의 재료량(들)에 따라 좌우될 수 있다. 상기 플럭스는 하나 이상의 부가적인 셀에서 하나 이상의 재료량(들)에 따라 더 좌우될 수 있다. "양"은 질량 또는 수(예를 들면, 원자수)일 수 있거나, 또는 밀도/농도(예를 들면, 단위 체적당 입자의 질량 또는 수)일 수 있다. 셀은 원자로에서 물리적 위치나 영역을 나타낸다. 상기 원자로는, 예를 들면 실제 또는 시뮬레이션되는, 현재 작동하는, 또는 설계되고 있는 원자로일 수 있다. 상기 원자로는 경수로, 중수로, 가압수형 원자로, 비등수형 원자로, 전파 핵분열 폭연 파동 원자로 등을 포함하는 임의의 타입 또는 서브 타입의 원자로일 수 있다. 상기 원자로는 통상적으로 여러 동종 셀에 의해 나타내어 지지만, 이종 셀이 사용될 수 있다. 각 셀은 임의의 다른 셀과 같거나 다른 형상 또는 체적을 가질 수 있다. 재료는 하나 이상의 임의의 원소, 분자, 원소 계열, 분자 계열, 동위원소, 동위원소 계열, 동위원소의 이성질체, 핵연료 동위원소(들), 핵분열 생성물(들), 핵분열 생성물 독소류 등일 수 있다. 재료는 통상적으로 원소 및 원소의 동위원소이다. 따라서, U-235 및 U-238은 통상적으로 상이한 두 재료이다.
블럭 1110에서, 상기 제1 셀에서 하나 이상 재료량(들)의 평균 변화율(들)은 제1 셀에서 플럭스 및 재료(들)의 이전 양(들)에 기초하여 결정된다. 예를 들어, 평균 변화율은 변성율 계산에 의해 결정될 수 있다. 상기 하나 이상 재료의 평균 변화율은 상기 양의 평균 변화율을 이용하는 수치해석 방법에 의해 결정될 수 있다. 상기 플럭스의 평균 변화율은 (예를 들면, Runge Kutta 방법 또는 임의의 다른 방법에 의해 결정된 바와 같은) 가중 평균일 수 있다. 상기 양은 제1 셀에서의 플럭스에 따라 좌우될 수 있다. 상기 하나 이상 재료에 대한 평균 변화율은 (변성식을 통해 결합되는 경우에서와 같이) 개별적으로 또는 동시에 구해질 수 있다.
블럭 1115에서, 평균 변화율(들)에 기초하여 상기 제1 셀에서 재료(들)에 대한 업데이트된 양(들)이 결정된다. 예를 들어, 업데이트된 양은 변성율 계산을 수행하여 결정될 수 있다. 하나 이상의 재료에 대한 업데이트된 양은 (변성식을 통해 결합되는 경우에서와 같이) 개별적으로 또는 동시에 구해질 수 있다.
블럭 1120에서, 적어도 하나의 이동량이 결정된다. 이동량은 셀로 또는 그 외부로 이동될 재료의 양과 같은 하나 이상 재료의 임의의 양일 수 있다. 이러한 블럭에서, 하나 이상의 이동량은 상기 제1 셀에서의 하나 이상의 재료에 각각 적용될 수 있다. 이동량은 플럭스나 플루엔스, 출력 레벨(국부적 또는 전체적), 온도 등과 같은 하나 이상의 원자로 파라미터에 응답하여 결정될 수 있다. 원자로 파라미터는 그 파라미터에 대한 역치 또는 설정값과 비교될 수 있다. 이러한 블럭은, 예를 들어 상기 제1 셀에서 하나 이상의 재료의 각각에 대하여 적절하게 반복될 수 있다.
블럭 1125에서, 상기 이동량(들)에 의해 제1 셀에서 업데이트된 양(들)이 조정된다. 하나 이상의 이동량은 상기 제1 셀에서의 하나 이상의 재료에 각각 적용되고, 이에 따라 각 영향을 받는 양을 증가 또는 감소시킨다. 제로의 이동량이 변화를 나타내지 않기 위하여 사용될 수 있다. 일 실시예에서, 재료는 원자로의 외부로 이동될 수 있다. 이러한 경우, 블럭 1130 내지 1145가 생략될 수 있다.
블럭 1130에서, 적어도 제2 셀에서 적어도 하나의 재료량(들)에 기초하여 제2 셀에서의 플럭스가 결정된다. 전술한 바와 같이, 상기 플럭스 결정은 제2 셀에서의 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다. 또한, 상기 플럭스 결정은 하나 이상의 다른 셀에서 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다.
블럭 1135에서, 제2 셀에서 플럭스 및 재료(들)의 이전 양(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1140에서, 상기 제2 셀에서 평균 변화율(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)에 대한 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1145에서, 이동량(들)에 의해 제2 셀에서 업데이트된 양(들)이 조정된다.
블럭 1150에서, 원자로에 대한 제어 동작이 결정된다. 제어 동작은 중성자 흡수 물질, 유체, 또는 제어 로드 등의 이동과 같은 임의의 중성자 영향 또는 흡수 특징을 이용하는 원자로의 국부 중성자 반응성에 대한 변화(양 또는 음); 하나 이상의 다양한 흐름에서의 변화, 예를 들면 원자로 클로저, 원자로 냉각재 차단 밸브, 스팀 차단 밸브 등을 포함하는(이에 한정되는 것은 아님) 원자로 시스템에서 원자로 냉각재 펌프 작동 및/또는 다양한 밸브 위치에서의 변화를 지시함으로써 상기 원자로를 통한 열 흡수 물질(예를 들면, 냉각재)의 흐름; 하나 이상의 브레이커(예를 들면, 원자로 냉각재 펌프 전력 공급 브레이커, 스팀 터빈 발전기 출력 브레이커 등) 위치에서의 변화; 등일 수 있다. 상기 결정된 제어 동작은 사용자에게 디스플레이될 수 있다. 일 실시예에서, 이러한 블럭은 선택적이다.
블럭 1155에서, 상기 원자로에 대한 제어 동작이 수행된다. 이러한 수행은 자동적으로 또는 수동적으로 될 수 있다. 일 실시예에서, 이러한 블럭은 선택적이다.
블럭 1160에서, 원자로에서 상기 제1 셀에/로부터 대략적인 재료(들)의 이동량(들)이 전달된다. 이러한 블럭에서, 적어도 하나의 재료의 하나 이상에 대응하는 적어도 하나의 물질의 실제 양이 하나의 위치로부터 또는 위치로(즉, 상기 제1 셀 위치로부터 또는 상기 제1 셀 위치로) 전달된다. 이러한 블럭은 블럭 1155와 관련하여 또는 별도로 수행될 수 있다. 물질의 전달된 양(즉, 재료나 재료들에 대응하는 대략적인 이동량)은 상기 셀(예를 들면, 연료, 독소, 구조적 구성요소, 또는 임의의 이들의 조합)에 의해 나타낸 위치에서의 구성요소와 관련될 수 있지만, 요구되지는 않는다. 원자로 디자인의 시뮬레이션 또는 평가와 같은 일 실시예에서, 이러한 단계는 선택적이다.
상기 방법은 블럭 1160에서 정지하지만, 다른 도면의 다른 방법에서 나타낸 바와 같은 지점 A에서 계속될 수 있다.
도 12를 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1200)이 제공된다. 상기 방법(1200)은 블럭 1210에서 시작한다. 지점 A로 나타낸 바와 같이, 방법(1200)이 방법(1100)에 의해 진행될 수 있다.
블럭 1210에서, 제2 셀로부터/에 대략적인 재료(들)의 이동량(들)이 전달된다. 이러한 블럭에서, 적어도 하나의 재료의 하나 이상에 대응하는 적어도 하나의 물질의 실제 양이 하나의 위치로부터 또는 위치로(즉, 상기 제2 셀 위치로부터 또는 상기 제2 셀 위치로) 전달된다. 예를 들어, 상기 방법(1100)의 블럭 1160과 관련하여, 대응하는 재료의 결정된 이동량 또는 양과 대략 동등한 물질의 양이 상기 제1 셀로부터 제2 셀로 또는 그 반대로 전달될 수 있다.
상기 방법은 블럭 1210에서 정지한다.
도 13을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1300)이 제공된다. 상기 방법(1300)은 블럭 1305에서 시작한다. 지점 A로 나타낸 바와 같이, 방법(1300)이 방법(1100)에 의해 진행될 수 있다. 예시적인 방법(1300)은 상기 원자로를 통한 4개의 셀 루프에 물질을 이동하는 예시적인 방법을 제공한다. 상기 루프의 각 셀에서, 이동되는 물질의 양 및 타입은 동일할 필요가 없다. 당업자라면 상기 4개의 셀 루프가 적절하게(즉, 더 많거나 적은 셀을 포함함) 팽창 또는 수축될 수 있다는 것을 이해할 수 있을 것이다.
블럭 1305에서, 제2 셀에 대략적인 재료(들)의 이동량(들)이 전달된다. 예를 들어, 상기 방법(1100)의 블럭 1160과 관련하여, 대응하는 재료의 결정된 이동량 또는 양과 대략 동등한 물질의 양이 상기 제1 셀로부터 제2 셀로 전달될 수 있다.
블럭 1310에서, 제2 이동량(들)이 결정된다. 상기 제2 이동량 또는 이동량들은 전술한 바와 같은 임의의 방식으로 계산될 수 있다.
블럭 1315에서, 상기 제2 이동량(들)에 의해 제2 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1320에서, 상기 제2 셀에서 제3 셀로 대략적인 재료(들)의 제2 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1325에서, 제3 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1330에서, 상기 제3 이동량(들)에 의해 제3 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1335에서, 상기 제3 셀에서 제4 셀로 대략적인 재료(들)의 제3 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1340에서, 제4 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1345에서, 상기 제4 이동량(들)에 의해 제4 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1350에서, 상기 제4 셀에서 제1 셀로 대략적인 재료(들)의 제4 이동량(들)이 전달된다.
상기 방법은 블럭 1350에서 정지한다.
도 14를 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1400)이 제공된다. 상기 방법(1400)은 블럭 1405에서 시작한다. 지점 A로 나타낸 바와 같이, 방법(1400)이 방법(1100)에 의해 진행될 수 있다. 예시적인 방법(1400)은 그 중에서도 제1 셀 및 제3 셀로부터 하나 이상의 재료의 혼합량을 및 상기 제1 셀로 상기 혼합물의 적어도 일부를 전달하는 예시적인 방법을 제공한다. 하나 이상의 부가적인 중성자 플럭수 및 변성율 계산의 반복은 선택적으로 일어날 수 있다. 당업자라면 이러한 예시적인 방법이 많거나 적은 셀을 이용하여 다양한 혼합 방법을 포함하도록 팽창 또는 수축될 수 있다는 것을 이해할 수 있을 것이다.
블럭 1405에서, 제2 셀에 대략적인 재료들의 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1410에서, 제2 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1415에서, 상기 제2 이동량(들)에 의해 제2 및 제3 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1420에서, 제3 셀에/로부터 및 상기 제2 셀로부터/에 대략적인 제2 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1425에서, 상기 제1 셀에서 업데이트된 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 새로운 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1430에서, 새로운 평균 변화율(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)에 대한 새로운 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1435에서, 제3 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1440에서, 상기 제3 이동량(들)에 의해 제2 및 제1 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1445에서, 상기 제2 셀에서 제1 셀로 대략적인 재료(들)의 제3 이동량(들)이 전달된다.
상기 방법은 블럭 1445에서 정지한다.
도 15를 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1500)이 제공된다. 지점 A로 나타낸 바와 같이, 방법(1500)이 방법(1100)에 의해 진행될 수 있다. 예시적인 방법(1500)은 그 중에서도 유지하기 위한 셀 위치(예를 들면, 유지 탱크 또는 리저버 등)로 하나 이상 재료의 양을 전달하는 예시적인 방법을 제공한다. 상기 재료가 유지 셀 위치에 있는 동안, 하나 이상의 부가적인 중성자 플럭수 및 변성율 계산의 반복은 선택적으로 일어날 수 있다. 당업자라면 이러한 예시적인 방법이 많거나 적은 셀을 이용하여 다양한 혼합 방법을 포함하도록 팽창 또는 수축될 수 있다는 것을 이해할 수 있을 것이다. 상기 방법(1500)은 블럭 1505에서 시작한다.
블럭 1505에서, 제2 셀에 대략적인 재료(들)의 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1510에서, 제2 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1515에서, 상기 제2 이동량(들)에 의해 제2 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1520에서, 상기 제2 셀로부터 대략적인 재료(들)의 제2 이동량(들)이 전달된다.
블럭 1525에서, 상기 제1 셀에서 업데이트된 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 새로운 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1530에서, 새로운 평균 변화율(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)에 대한 새로운 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1535에서, 상기 제2 셀에서 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1540에서, 상기 제2 셀에서 평균 변화율에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)에 대한 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1545에서, 제3 이동량(들)이 결정된다.
블럭 1550에서, 상기 제3 이동량(들)에 의해 제1 및 제2 셀에서 양(들)이 조정된다.
블럭 1555에서, 상기 제2 셀에서 제1 셀로 대략적인 재료(들)의 제3 이동량(들)이 전달된다.
상기 방법은 블럭 1555에서 정지한다.
도 16을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1600)이 제공된다. 예시적인 방법(1600)은 예시적인 방법(1100)과 다르지만, 일부 단계는 유사할 수 있다. 예를 들어, 예시적인 방법(1600)은 별개의 이동보다는 재료(들)의 연속적인 이동의 예를 제공한다. 상기 방법(1600)은 블럭 1105에서 시작한다.
블럭 1605에서, 제1 셀에서의 플럭스가 적어도 제1 셀에서 적어도 하나의 재료량(들)에 기초하여 결정된다. 전술한 바와 같이, 상기 플럭스 결정은 제1 셀에서의 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다. 또한, 상기 플럭스 결정은 하나 이상의 다른 셀에서 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다. 이러한 블럭은 블럭 1105와 유사하다.
블럭 1610에서, 제1 셀에서 플럭스 및 재료(들)의 이전 양(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 결정된다. 이러한 블럭은 블럭 1110과 유사하다.
블럭 1615에서, 제1 셀에서 재료(들)에 대한 적어도 하나의 이동률이 결정된다. 이동률은 셀로 또는 그 외부로 이동될 재료의 양과 같은 하나 이상 재료의 임의의 이동률일 수 있다. 이러한 블럭에서, 하나 이상의 이동률은 상기 제1 셀에서의 하나 이상의 재료에 각각 적용될 수 있다. 이동률은 플럭스나 플루엔스, 출력 레벨(국부적 또는 전체적), 온도 등과 같은 하나 이상의 원자로 파라미터에 응답하여 결정될 수 있다. 원자로 파라미터는 그 파라미터에 대한 역치 또는 설정값과 비교될 수 있다. 이러한 블럭은, 예를 들어 상기 제1 셀에서 하나 이상의 재료의 각각에 대하여 적절하게 반복될 수 있다.
블럭 1620에서, 상기 제1 셀에서 재료(들)에 대한 이동률(들)에 기초하여 제1 셀에서 평균 변화율(들)이 조정된다. 예를 들어, 상기 제1 셀에서 재료의 평균 변화율은 결정된 이동률에 기초하여 (증가 또는 감소되게) 조정될 수 있다. 상기 조정은 (예를 들면, 단순평균 또는 가중평균으로) 평균되는 개별적인 변화율 또는 단일의 평균 변화율로 이루어질 수 있다. 하나 이상 재료의 평균 변화율은 (변성식을 통해 결합되는 경우에서와 같이) 개별적으로 또는 동시에 구해질 수 있다.
블럭 1625에서, 조정된 평균 변화율(들)에 기초하여 제1 셀에서 업데이트된 양(들)이 결정된다. 일 실시예에서, 재료는 원자로의 외부로 이동될 수 있다. 이 경우, 블럭 1630 내지 1645는 생략될 수 있다.
블럭 1630에서, 적어도 제2 셀에서 적어도 하나의 재료량(들)에 기초하여 제2 셀에서 플럭스가 결정된다. 전술한 바와 같이, 상기 플럭스 결정은 제1 셀에서의 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다. 또한, 상기 플럭스 결정은 하나 이상의 다른 셀에서 하나 이상의 재료량에 더 기초할 수 있다.
블럭 1635에서, 상기 제2 셀에서 플럭스 및 재료(들)의 이전 양(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1640에서, 적어도 하나의 재료의 이동률(들)에 기초하여 제2 셀에서 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 1645에서, 조정된 평균 변화율(들)에 기초하여 제2 셀에서 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1650에서, 원자로에 대한 제어 동작이 결정된다. 일 실시예에서, 이러한 블럭은 선택적이다.
블럭 1655에서, 원자로에 대한 제어 동작이 수행된다. 일 실시예에서, 이러한 블럭은 선택적이다.
블럭 1660에서, 재료(들)의 이동률(들)과 대략 동등한 전달률로 제1 셀에/로부터 재료(들)가 전달된다. 블럭 1160과 관련하여, 적어도 하나의 물질의 실제 양이 전달되지만, 상기 전달은 적절한 이동률과 동등한 전달율이다. 원자로 디자인의 시뮬레이션 또는 평가와 같은 일 실시예에서, 이러한 단계는 선택적이다.
상기 방법은 블럭 1660에서 정지하지만, 다른 도면의 다른 방법에 나타낸 바와 같은 지점 B에서 계속될 수 있다.
도 17을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1700)이 제공된다. 상기 방법(1700)은 블럭 1705에서 시작한다. 지점 B로 나타낸 바와 같이, 방법(1700)이 방법(1600)에 의해 진행될 수 있다.
블럭 1705에서, 재료들의 이동률(들)과 대략 동등한 전달률로 제2 셀로부터/에 재료(들)가 전달된다. 이러한 블럭에서, 적어도 하나의 재료의 하나 이상에 대응하는 적어도 하나의 물질의 실제 양이 하나의 위치로부터 또는 위치로(즉, 상기 제2 셀 위치로부터 또는 상기 제2 셀 위치로) 전달된다. 예를 들어, 상기 방법(1600)의 블럭 1660과 관련하여, 대응하는 재료의 결정된 이동량 또는 양과 대략 동등한 물질의 양이 상기 제1 셀로부터 제2 셀로 또는 그 반대로 적절한 이동률(들)로 전달될 수 있다.
상기 방법은 블럭 1705에서 정지한다.
도 18을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1800)이 제공된다. 상기 방법(1800)은 블럭 1805에서 시작한다. 지점 B로 나타낸 바와 같이, 방법(1800)이 방법(1600)에 의해 진행될 수 있다. 예시적인 방법(1800)은 상기 원자로를 통한 4개의 셀 루프에 물질을 이동하는 예시적인 방법을 제공한다. 상기 루프의 각 셀에서, 이동되는 물질의 양 및 타입은 동일할 필요가 없다. 당업자라면 상기 4개의 셀 루프가 적절하게(즉, 더 많거나 적은 셀을 포함함) 팽창 또는 수축될 수 있다는 것을 이해할 수 있을 것이다.
블럭 1805에서, 재료들의 이동률(들)과 대략 동등한 전달률로 제2 셀에 재료(들)가 전달된다.
블럭 1810에서, 상기 제2 셀에서 재료(들)에 대한 제2 (세트의) 이동률(들)이 결정된다.
블럭 1815에서, 재료(들)에 대한 제2 (세트의) 이동률(들)에 기초하여 제2 셀에서 평균 변화율(들)에 조정이 더 수행된다.
블럭 1820에서, 대략 제2 (세트의) 이동률(들)로 제2 셀에서 제3 셀로 재료(들)가 전달된다.
블럭 1825에서, 상기 제3 셀에서 재료(들)에 대한 이동률(들)이 결정된다.
블럭 1830에서, 상기 제2 셀에 대한 제2 (세트의) 이동률들 및/또는 제3 셀의 결정된 이동률들에 의해 제3 셀에서 재료(들)에 대한 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 1835에서, 상기 제3 셀의 대략 결정된 이동률(들)로 제3 셀에서 제4 셀로 재료(들)가 전달된다.
블럭 1840에서, 상기 제4 셀에서 재료(들)에 대한 이동률(들)이 결정된다.
블럭 1845에서, 상기 제3 셀의 결정된 이동률(들) 및/또는 제4 셀의 결정된 이동률들에 의해 제4 셀에서 재료(들)에 대한 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 1850에서, 상기 제4 셀의 대략 결정된 이동률들로 제4 셀에서 제1 셀로 재료(들)가 전달된다.
상기 방법은 블럭 1850에서 정지한다.
도 19를 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(1900)이 제공된다. 예시적인 방법(1900)은 그 중에서도 제1 셀 및 제3 셀로부터 하나 이상의 재료의 혼합량 및 상기 제1 셀로 상기 혼합물의 적어도 일부를 전달하는 예시적인 방법을 제공한다. 하나 이상의 부가적인 중성자 플럭수 및 변성율 계산의 반복은 선택적으로 일어날 수 있다. 당업자라면 이러한 예시적인 방법이 많거나 적은 셀을 이용하여 다양한 혼합 방법을 포함하도록 팽창 또는 수축될 수 있다는 것을 이해할 수 있을 것이다. 상기 방법(1900)은 블럭 1905에서 시작한다. 지점 B로 나타낸 바와 같이, 방법(1900)이 방법(1600)에 의해 진행될 수 있다.
블럭 1905에서, 재료들의 이동률(들)과 대략 동등한 전달률로 제2 셀에 재료(들)가 전달된다.
블럭 1910에서, 상기 제2 셀의 재료(들)에 대한 제2 (세트의) 이동률(들)이 결정된다.
블럭 1915에서, 재료(들)의 제2 (세트의) 이동률(들)에 기초하여 제2 셀에서 평균 변화율(들) 및 제3 셀에서 평균 변화율(들)에 조정이 더 수행된다.
블럭 1920에서, 상기 제3 셀에/로부터 및 제2 셀로부터/에 대략 제2 (세트의) 이동률(들)로 재료(들)가 전달된다.
블럭 1925에서, 상기 제1 셀에서 업데이트된 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 새로운 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 1930에서, 새로운 평균 변화율(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)에 대한 새로운 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 1935에서, 상기 제2 셀의 재료(들)에 대한 제3 (세트의) 이동률(들)이 결정된다.
블럭 1940에서, 상기 제3 (세트의) 이동률(들)을 이용하여 제1 및 제2 셀에서 재료(들)에 대한 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 1945에서, 상기 제2 셀에서 제1 셀로 대략 제3 (세트의) 이동률(들)로 재료(들)가 전달된다.
상기 방법은 블럭 1945에서 정지한다.
도 20을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(2000)이 제공된다. 예시적인 방법(2000)은 그 중에서도 유지하기 위한 셀 위치(예를 들면, 유지 탱크 또는 리저버 등)로 하나 이상 재료의 양을 전달하는 예시적인 방법을 제공한다. 상기 재료가 유지 셀 위치에 있는 동안, 하나 이상의 부가적인 중성자 플럭수 및 변성율 계산의 반복은 선택적으로 일어날 수 있다. 또한, 재료는 유지 셀의 외부(예를 들면, 상기 제1 셀로 나타내지 않은 위치로) 전달될 수 있다. 상기 방법(2000)은 블럭 2005에서 시작한다. 지점 B로 나타낸 바와 같이, 방법(2000)이 방법(1600)에 의해 진행될 수 있다.
블럭 2005에서, 재료(들)의 이동률(들)과 대략 동등한 전달률로 제2 셀에 재료(들)가 전달된다.
블럭 2010에서, 상기 제2 셀의 재료(들)에 대한 제2 (세트의) 이동률(들)이 결정된다.
블럭 2015에서, 재료(들)의 제2 (세트의) 이동률(들)에 기초하여 제2 셀에서 평균 변화율(들)에 조정이 더 수행된다.
블럭 2020에서, 상기 제2 셀로부터 대략 제2 (세트의) 이동률(들)로 재료(들)가 전달된다.
블럭 2025에서, 상기 제1 셀에서 업데이트된 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 새로운 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 2030에서, 새로운 평균 변화율(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)에 대한 새로운 업데이트된 양(들)이 결정된다.
블럭 2035에서, 상기 제2 셀에서 업데이트된 플럭스 및 재료(들)의 현재 양(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)의 양(들)의 새로운 평균 변화율(들)이 결정된다.
블럭 2040에서, 상기 제2 셀에서 재료(들)에 대한 제3 (세트의) 이동률(들)이 결정된다.
블럭 2045에서, 상기 제2 셀에서 재료들에 대한 제3 (세트의) 이동률(들)에 기초하여 제1 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 2050에서, 상기 제2 셀에서 재료들에 대한 제3 (세트의) 이동률(들)에 기초하여 제2 셀에서 재료(들)의 양(들)의 평균 변화율(들)이 조정된다.
블럭 2055에서, 상기 제2 셀에서 제1 셀로 대략 제3 (세트의) 이동률(들)로 재료(들)가 전달된다.
상기 방법은 블럭 2055에서 정지한다.
도 21을 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(2100)이 제공된다. 그 밖의 본 명세서에 설명된 바와 같이, 중성자 이송식은 상기 원자로에서 재료의 일부 또는 모두에 대한 단면적 데이터를 이용할 수 있다. 방법(2100)은 다음과 같은 하나 이상의 이점을 가질 수 있는 비제한적인 예시적인 방법을 나타낸다. 컴퓨터계산에서의 부담(burden)을 감소시킬 수 있고, 입사 입자 에너지의 스펙트럼을 가로지르는 각 타겟 입자를 위한 각 반응의 완전한 단면적 데이터에 대한 요구를 감소시키고, 및/또는 현 방법의 정확성을 향상시킨다. 상기 방법(2100)은 블럭 2105에서 시작한다.
블럭 2105에서, 제1 셀에서 주재료에 대한 네이버(neighbor)(들)가 선택된다. 주 재료는 에이전트 재료(agent material)로 나타낼 수 있는 원자로 또는 원자로 셀에서의 하나 이상 재료 중의 재료이다. 일 실시예에서, 주 재료는 핵분열 생성물(원소, 동위원소, 및/또는 동위원소의 이성질체)일 수 있다. 주 재료는 미시적 단면적 데이터와 같은 미시적 특성에 대하여 특징지어지지 않을 수 있다. 예를 들어, 다양한 중성자 에너지와 반응하는 산란, 방사성 포획, 핵분열 등에 대한 단면적의 일부는 공지되어 있지 않을 수 있다. 또한, 주 정보는 공지되어 있을 수 있지만, (컴퓨터계산에서의 부담을 감소시키는 것과 같은) 다른 이유에 대해서는 상기 주 재료가 에이전트로서 작용할 것인 네이버 재료에 의해 나타내어 질 수 있다. 상기 네이버는 복수의 에이전트 재료로부터 선택될 수 있다. 일 실시예에서, 다수의 네이버는 상기 주 재료를 하나 이상의 특성을 위한 에이전트로서 나타내기 위하여 복수의 에이전트 재료로부터 선택될 수 있다. 에이전트 재료는 통상적으로 적절한 미시적 단면적 데이터와 관련하여 특징지어진다. 일 실시예에서, 에이전트 재료는 경험적으로 결정된 미시적량을 갖는 실제의 재료(예를 들면, 동위원소)이다. 다른 실시예에서, 에이전트 재료는 하나 이상의 가상 재료를 포함한다. 가상 재료는 본질적으로 다양한 단면적 및 선택적인 다른 특성에 대한 가상값의 모음이다. 네이버는 여러 기준 중 하나 이상에 대하여 주 재료에 대한 에이전트로서 작용하도록 선택될 수 있다. 통상적으로, 네이버의 어떤 밀도가 주 재료의 기존 밀도와 유사한 미시적 특성을 갖도록 네이버는 미시적 특성을 갖는다. 따라서, 네이버는 상기 주 재료의 미시적 특성을 상기 네이버의 각각의 미시적 특성을 비교하는 것에 기초하여 주 재료에 대한 에이전트로서 작용하도록 선택될 수 있다. 미시적 특성은 입사 입자(예를 들면, 중성자) 에너지에 대하여 하나 이상의 이산 값을 갖게 근사될 수 있거나, 또는 입사 입자 에너지의 기능으로서 평가될 수 있다. 일 실시예에서, 네이버 또는 네이버들의 선택은 하나 이상의 핵분열 재료의 핵분열의 핵분열 생성물인 하나 이상의 에이전트 재료로부터의 선택에 대하여 제한된다. 상기 핵분열 생성물은 중성자 및/또는 어떤 에너지 준위의 중성자에 의해 유도된 핵분열에 대하여 더 제한될 수 있다. 상기 선택을 제한하는 또 다른 실시예에서, 잠재적 네이버는 핵분열 수율 곡선의 주 재료와 같은 "험프(hump)" 하에서 에이전트 재료로부터 선택될 수 있다(예를 들면, 도 9에 도시된 핵분열 수율 곡선(900)의 좌측 곡선부(912) 또는 우측 곡선부(914)). 일 실시예에서, 잠재적 주 재료의 수는 에이전트 재료의 수보다 크다. 예를 들어, 공지된 핵분열 생성물 동위원소의 수는 수천개 이다. 다른 실시예에서, 에이전트 재료의 수는 비교적 작은 수(예를 들면, 100, 50, 30, 또는 20 아래로)로 제한된다. 일 실시예에서, 에이전트 재료의 수는 12로 제한된다. 일 실시예에서, 이러한 블럭은 후술할 예시적인 방법(2200)에 의해 수행된다.
블럭 2110에서, 선택된 네이버(들)의 프록시(proxy) 양(들)이 결정된다. 전술한 바와 같이, 네이버의 어떤 밀도가 주 재료의 기존 밀도와 유사한 미시적 특성을 갖도록 네이버는 미시적 특성을 가질 수 있다. 상기 프록시 양은 주어진 농도에서 주 재료를 나타내도록 역할을 하는 네이버의 양 또는 밀도(예를 들면, 농도)이다. 미시적 특성과 관련하여, 거시적 특성이 하나 이상의 이산 값으로서 또는 입사 입자 에너지의 기능으로서 근사될 수 있다.
블럭 2115에서, 블럭 2105 및 2110은 상기 제1 셀에서 복수의 주 재료의 각각에 대하여 반복된다. 이러한 블럭에서, 네이버 또는 네이버들은 (상기 셀에서 재료의 모두를 구성하거나 구성할 수 없는) 복수의 주 재료의 각각에 대하여 에이전트(들)로서 작용하도록 선택된다. 주어진 에이전트 재료는 하나 이상의 주 재료에 대하여 네이버로서 선택될 수 있다. 다른 에이전트 재료는 임의의 주 재료의 네이버로 선택되지 않을 수 있다. 각 에이전트의 프록시 양은 상기 에이전트가 네이버인 각 주 재료에 대하여 결정된다.
블럭 2120에서, 각 에이전트 재료에 대한 합산된 프록시 양이 결정된다. 이러한 블럭에서, 각 에이전트의 총 프록시 양은 상기 에이전트 재료의 각 네이버에 대한 프록시 양에 기초하여 결정된다. 예를 들어, 3개의 상이한 주 재료의 네이버이도록 에이전트 재료가 선택되게 가정하라. 이전 블럭의 수행 후에, 상기 에이전트는 (각 주 재료에 대하여 하나씩) 3개의 프록시 양을 가질 수 있다. 이러한 블럭에서, 합산된 프록시 양이 3개의 프록시 양에 기초하여(예를 들면, 이들을 합산함으로써) 결정된다.
블럭 2125에서, 적어도 제1 셀에서 각 에이전트 재료의 합산된 프록시 양에 기초하여 제1 셀에서 플럭스가 결정된다. 그 밖에 본 명세서에서 설명된 바와 같이, 예를 들어, 플럭스는 이송 계산(예를 들면, 중성자 이송식을 구함)에 의해 결정될 수 있고, 하나 이상의 다른 셀에서 각 에이전트 재료의 합산된 프록시 양에 더 기초할 수 있다. 상기 플럭스는 하나 이상의 이산 값에 의해 근사될 수 있거나, 또는 연속적으로 기능할 수 있어서, 플럭스 스펙트럼을 나타낸다. 상기 플럭스는 공간 및/또는 에너지에 종속된다. 상기 플럭스는 몬테카를로 방법을 이용하는 수치 해석 방법에 의해 결정될 수 있다. 상기 플럭스의 평균 변화율은 (예를 들면, Runge Kutta 방법 또는 임의의 다른 방법에 의해 결정된 바와 같은) 가중 평균일 수 있다. 상기 플럭스는 제1 셀에서 하나 이상의 재료의 각 양에 따라 좌우될 수 있다. 상기 셀에서 각 재료의 실제 양(예를 들면, 농도)을 이용하는 대신에, 계산은 각 에이전트 재료의 합산된 프록시 양을 사용한다. 따라서, 상기 주 재료의 단면적 데이터 및 농도는 프록시 농도를 갖는 에이전트에 의해 플럭스 결정(예를 들면, 중성자 이송 계산)에서 고려된다. 에이전트의 수가 비교적 작은 실시예에서, 상기 컴퓨터계산에서의 부담은 상당하게 감소될 수 있다.
블럭 2130에서, 상기 제1 셀에서 플럭스(예를 들면, 산출된 평균 플럭스) 및 재료의 이전 양에 기초하여 재료(주 또는 에이전트)의 업데이트된 양이 결정된다. 하나 이상의 재료는 상기 셀에서 서브셋 재료일 수 있다. 예를 들어, 업데이트된 양은 (예를 들면, 핵분열율과 같은 반응률에 기초하는) 생성율 및 (예를 들면, 붕괴 상수를 이용하는) 붕괴율을 고려할 수 있는 변성율 계산에 의해 결정될 수 있다. 하나 이상의 재료에 대한 업데이트된 양은 (변성식을 통해 결합되는 경우에서와 같이) 개별적으로 또는 동시에 구해질 수 있다. 상기 계산은 지정된 시간 길이에 기초하여 업데이트된 양을 계산하는 것을 포함한다.
블럭 2135에서, 원자로에 대한 제어 동작이 결정된다. 전술한 바와 같이, 상기 제어 동작은 중성자 흡수 물질, 유체, 또는 제어 로드 등의 이동과 같은 임의의 중성자 영향 또는 흡수 특징을 이용하는 원자로의 국부 중성자 반응성에 대한 변화(양 또는 음); 하나 이상의 다양한 흐름에서의 변화, 예를 들면 원자로 클로저, 원자로 냉각재 차단 밸브, 스팀 차단 밸브 등을 포함하는(이에 한정되는 것은 아님) 원자로 시스템에서 원자로 냉각재 펌프 작동 및/또는 다양한 밸브 위치에서의 변화를 지시함으로써 상기 원자로를 통한 열 흡수 물질(예를 들면, 냉각재)의 흐름; 하나 이상의 브레이커(예를 들면, 원자로 냉각재 펌프 전력 공급 브레이커, 스팀 터빈 발전기 출력 브레이커 등) 위치에서의 변화; 등일 수 있다. 다른 제어 동작은 본 명세서의 기술에 기초하면 당업자에게 명백할 것이다. 상기 결정된 제어 동작은 사용자에게 디스플레이될 수 있다.
블럭 2140에서, 상기 원자로에 대한 제어 동작이 수행된다. 전술한 바와 같이, 이러한 수행은 자동적으로 또는 수동적으로 될 수 있다.
상기 방법은 블럭 2140에서 정지한다.
도 22를 참조하면, 원자로를 시뮬레이션 및/또는 제어하는 예시적인 방법(2200)이 제공된다. 일 실시예에서, 방법(2200)은 상기 블럭 2105를 수행하는데 이용된다. 상기 방법(2200)은 블럭 2205에서 시작한다.
블럭 2205에서, 복수의 잠재적 네이버가 확인된다. 블럭 2205의 설명을 계속하면, 잠재적 네이버는 아마 어떤 에너지의 입사 입자들에 의해 유도될 수 있는 어떤 동위원소의 핵분열 생성물인 재료들로 한정될 수 있다. 일 실시예에서, 소정 주 재료에 대한 잠재적 네이버는 주 재료와 같은 핵분열 수율 곡선 또는 곡선들의 "험프(hump)" 하에서의 핵분열 생성물로 한정될 수 있다. 지분의 핵분열 수율 곡선은 예를 들면 하나의 특정 핵분열 재료의 핵분열 반응의 곡선 또는 입사 입자 에너지 및 핵분열 재료의 어떤 조합에서의 다중 핵분열 반응의 곡선들로 될 수 있다. 또한, 잠재적 네이버는 에이전트 재료들로서 적합하게 될 수 있는데 필요한 규모로 특정화되는 재료로 한정될 수 있다. 일 실시예에서, 소정 원칙에 대한 복수의 잠재적 네이버는 그 주 재료의 원자 질량수와 "매우 유사한" 원자 질량수(A)를 갖는 몇개(예를 들면, 세 개)의 에이전트 재료를 확인함으로써 선택된다. 상기 "매우 유사한" 결정은 보다 큰(또는 보다 작은) 원자 질량수를 갖는 에이전트 재료들로 제한될 수 있다. 또한, 상기 "매우 유사한" 결정은 적어도 하나의 보다 작은 또는 보다 큰(원자 질량수에서) 에이전트 재료를 취하도록 할 수 있다. 영(zero) 또는 영에 가까운 미시적 단면을 갖는 잠재적 네이버는 일부 실시예에서 배제될 수 있다.
블럭 2210에서, 네이버는 복수의 잠재적 네이버로부터 선택된다. 일단 복수의 잠재적 네이버가 확인되면, 하나 이상의 네이버는 그 복수 네이버로부터 선택될 수 있다. 일 실시예에서, 네이버는 단면적과 같은 하나 이상의 미시적 특성을 비교함으로써 선택될 수 있다. 그러므로, 네이버를 선택하는데 필요한 다수의 비교는 블럭 2205에서 잠재적 네이버로 되도록 결정된 다수의 재료에 의해 제한된다.
상기 방법은 블럭 2210에서 정지한다. 일 실시예에서, 잠재적 네이버는 단면적과 같은 하나 이상의 미시적 특성을 비교함으로써 확인될 수 있다. 영(zero) 또는 영에 가까운 미시적 단면적을 갖는 잠재적 네이버는 일부 실시예에서 배제될 수 있다.
[결론]
본 명세서에서 대략 임의의 복수형 및/또는 단수형 용어를 사용하는 것과 관련하여, 당업자는 문맥 및/또는 어플리케이션에 적절하게 복수형을 단수형으로 및/또는 단수형을 복수형으로 해석할 수 있다. 간결화를 목적으로, 본 명세서에서는 다양한 단수형/복수형이 명확하게 제시되어 있지 않다.
본 명세서에 기술된 본 요지의 특정 양태가 도시되고 기재되어 있지만, 당업자라면, 본 명세서의 내용에 기초하여 본 명세서에 기술된 주제로부터 벗어남 없이 변경 및 수정이 이루어질 수 있고, 그 개괄적인 양태 및 그에 따라 첨부된 청구범위가 그 범위 내에 포함되어 모든 변경 및 수정이 본 명세서에 기술된 요지의 사상과 범위 내에 있다는 점을 이해할 것이다. 또한, 본 발명이 첨부된 청구범위에 의해 정의된다는 점이 이해되어야 한다. 일반적으로 당업자라면, 본 명세서에 사용된 특히 청구범위(예를 들면, 첨부된 청구범위의 내용)에서 사용된 용어는 대체로 "개방" 용어(예를 들면, "포함하는" 용어는 "포함하지만 이로 한정되지 않는"으로써 해석되어야 하고, "갖는" 용어는 "적어도 갖는"으로써 해석되어야 하고, "포함한다" 용어는 "포함하지만 이로 한정되지 않는다"로써 해석되어야 하는 등)로써 의도된다는 점이 이해될 것이다. 당업자라면, 만일 도입된 청구범위 인용의 특정 번호가 의도된다면, 그러한 의도는 청구범위 내에서 명백하게 인용되고, 그러한 인용의 부재시 그러한 의도는 존재하지 않는다는 점을 이해할 것이다. 예를 들면, 이해를 위한 목적으로, 다음의 첨부된 청구범위는 청구범위 기술을 도입하기 위해 삽입 어구("적어도 하나" 및 "하나 이상")의 활용을 포함할 수 있다. 동일 청구범위가 삽입 어구 "하나 이상의" 또는 "적어도 하나의" 및 "a" 또는 "an"과 같은 부정관사를 포함하는 경우라도, 그러한 어구의 사용은 부정관사 "a" 또는 "an"에 의한 청구범위 인용의 도입이 그러한 도입된 청구범위 인용이 포함된 임의의 특정 청구범위가 단지 그러한 기재의 하나만을 한정하는 것을 의미하는 것으로 이해되어서는 안 된다. 동일한 것이 청구항 기재를 도입하기 위한 정관사("the")의 사용에 대해 참이 된다 덧붙여, 도입된 청구항 기재의 특정 개수가 명백히 기재되어 있더라도, 당업자라면 그러한 기재가 통상적으로 최소로 기재된 개수를 의미하는 것으로 해석되어야 한다(예를 들면, 다른 수식어가 없는 구체적인 기술 "2개의 인용"은 통상적으로 적어도 2개의 인용, 또는 2개 이상의 인용을 의미한다)는 점을 이해할 것이다. 또한, "A, B, 및 C 중 적어도 하나"와 유사한 관례가 사용되는 경우에, 일반적으로 그러한 구성은 당업자가 관례를 이해하는 것으로 이해된다(예를 들면, "A, B, 및 C 중 적어도 하나를 갖는 시스템"은 'A 단독', 'B 단독', 'C 단독', 'A와 B의 합', 'A와 C의 합', 'B와 C의 합', 및/또는 'A, B, 및 C의 합' 등을 포함하고, 이로 한정되지 않는다). "A, B, 또는 C 중 적어도 하나"와 유사한 관례가 사용되는 경우에, 일반적으로 그러한 구성은 당업자가 관례를 이해하는 것으로 이해된다(예를 들면, "A, B, 또는 C 중 적어도 하나를 갖는 시스템"은 'A 단독', 'B 단독', 'C 단독', 'A와 B의 합', 'A와 C의 합', 'B와 C의 합', 및/또는 'A, B, 및 C의 합' 등을 포함하고, 이로 한정되지 않는다). 발명의 상세한 설명, 특허청구범위, 또는 도면 중 어느 것에서 2개 이상의 대안적인 용어를 표현하는 실제로 임의의 분리된 단어 및/또는 어구는 용어들 중 하나, 용어들 중 어느 하나, 또는 모든 용어를 포함하는 가능성을 기대하는 것으로 이해되어야 한다는 점이 당업자에게 더 이해될 것이다. 예를 들면, 어구 "A 또는 B"는 "A" 또는 "B" 또는 "A 및 B"의 가능성을 포함하는 것으로 이해될 것이다. 첨부된 청구범위에 대하여, 거기에 인용된 작동들은 일반적으로 임의 순서로 수행될 수 있을 것이라고 당업자는 이해할 것이다. 또한, 다양한 작동 흐름들이 순차적으로 제시되었지만, 다양한 작동들은 설명된 것과는 다른 순서로 수행될 수 있고 또는 동시에 수행될 수 있다는 것이 이해되어야 한다. 그러한 교번의 순서들의 예는, 문맥이 달리 지시하지 않는 한, 겹치는, 중간에 끼우는, 가로채는, 재지시된, 증가의, 예비의, 보충의, 동시의, 거꾸로의 또는 기타 변형된 순서들을 포함할 수 있다. 또한, "에 반응하여" "관련된" 또는 기타 과거시제 형용사들과 같은 용어들은, 일반적으로 문맥이 달리 지시하지 않는 한, 그러한 변형들을 배제하는 것으로 의도되지 않는다.
본 명세서에 설명된 요지는 때때로 상이한 다른 구성 요소 내에 포함되거나 또는 그와 연결된 상이한 구성 요소를 예시한다. 이러한 서술된 아키텍처는 단지 예시적인 것이 이해되어야 하고, 실제로 동일한 기능성을 성취하는 다수의 다른 아키텍처가 구현될 수 있다. 개념적인 의미에서, 동일한 기능성을 성취하기 위한 구성 요소의 임의의 배열은 원하는 기능성이 성취되도록 효과적으로 "관련된다". 따라서, 특정 기능성을 성취하기 위해 조합된 본 명세서의 임의의 2개의 구성 요소는 아키텍처 또는 중간 구성 요소에 무관하게 성취되도록 서로 "관련되는" 것으로서 보여질 수 있다. 마찬가지로, 이와 같이 관련된 임의의 2개의 구성 요소는 또한 원하는 기능성을 성취하기 위해 서로 "작동적으로 연결되고" 또는 "작동적으로 결합되는" 것으로서 보여질 수 있고, 이와 같이 관련되는 것이 가능한 임의의 2개의 구성 요소는 또한 원하는 기능성을 성취하기 위해 서로 "작동적으로 결합 가능한" 것으로서 보여질 수 있다. 작동적으로 결합 가능한 것의 특정 예는, 이들에 한정되는 것은 아니지만, 물리적으로 정합 가능한 및/또는 물리적으로 상호 작용하는 구성 요소, 및/또는 무선 방식으로 상호 작용 가능한 및/또는 무선 방식으로 상호 작용하는 구성 요소, 및/또는 논리적으로 상호 작용하는 및/또는 논리적으로 상호 작용 가능한 구성 요소를 포함한다.
본 명세서에 다양한 양태 및 실시예가 개시되었지만, 기타 양태 및 실시예도 당업자에겐 명백할 것이다. 본 명세서에 개시된 다양한 양태 및 실시예는 예시적인 목적이며 하기의 청구범위에 의해 지시되는 범위 및 사상에 의해 제한되는 것으로 의도하진 않는다.

Claims (30)

  1. 제1 셀에서 재료량을 조정하는 방법으로서,
    (a)상기 제1 셀에서의 재료량의 이전 양 및 상기 제1 셀에서의 플럭스의 이전 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서의 재료의 양의 평균 변화율을 결정하는 단계와,
    (b)상기 평균 변화율을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 재료의 업데이트되는 양을 결정하는 단계와,
    (c)상기 제1 셀에서 재료의 업데이트되는 양을 소정 분량만큼 조정하는 단계
    를 포함하는 재료량 조정 방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 평균 변화율은 상기 제1 셀에서 상기 재료의 양의 복수의 순간 변화율의 가중 평균인 것인 재료량 조정 방법.
  3. 제1항에 있어서,
    (d)제2 셀에서 상기 재료의 제2 양을 상기 분량만큼 조정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  4. 제3항에 있어서,
    (e)상기 제1 셀에 대응하는 제1 물리적 위치로부터 상기 제2 셀에 대응하는 제2 물리적 위치로 상기 재료에 대응하는 물질의 양 - 상기 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  5. 제3항에 있어서,
    (e)상기 제2 셀에서 상기 재료의 제2 양을 제2 분량만큼 더 조정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  6. 제5항에 있어서,
    (f)상기 제1 셀에 대응하는 제1 물리적 위치로부터 상기 제2 셀에 대응하는 제2 물리적 위치로 상기 재료에 대응하는 물질의 양 - 상기 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계와,
    (g)상기 제2 물리적 위치로부터 제3 위치로 상기 물질의 제2 양 - 상기 제2 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계
    를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  7. 제5항에 있어서,
    (f)제3 셀에서 상기 재료의 제3 양을 상기 제2 분량만큼 조정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  8. 제7항에 있어서,
    (g)상기 제1 셀에 대응하는 제1 물리적 위치로부터 상기 제2 셀에 대응하는 제2 물리적 위치로 상기 재료에 대응하는 물질의 양 - 상기 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계와,
    (h)상기 제2 물리적 위치로부터 상기 제3 셀에 대응하는 제3 물리적 위치로 상기 물질의 제2 양 - 상기 제2 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계
    를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  9. 제7항에 있어서,
    (g)제4 셀에서 상기 재료의 제4 양을 제3 분량만큼 조정하는 단계와,
    (h)상기 제1 셀에서 상기 재료의 상기 업데이트되는 양을 상기 제3 분량만큼 더 조정하는 단계
    를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  10. 제3항에 있어서,
    (e)제3 셀에서 상기 재료의 제3 양을 제2 분량만큼 조정하는 단계와,
    (f)상기 제2 셀에서 상기 재료의 제2 양을 상기 제2 분량만큼 더 조정하는 단계와,
    (g)상기 제2 셀에서 상기 재료의 제2 양 중 적어도 일부를 상기 제1 셀에 분배함으로써, 상기 제2 셀에서 상기 재료의 나머지 양을 남겨두는 분배 단계를 더 포함하고, 상기 분배 단계는,
    (i)상기 제2 셀에서 상기 재료의 제2 양을 제3 분량만큼 더 조정하는 단계와,
    (ii)상기 제1 셀에서 상기 재료의 업데이트되는 양을 상기 제3 분량만큼 더 조정하는 단계를 포함하는 것인 재료량 조정 방법.
  11. 제10항에 있어서,
    (h)단계 (a)-(f)를 완료한 후에 그리고 단계 (g)를 완료하기 전에,
    (i)상기 제1 셀에서의 상기 재료의 업데이트되는 양 및 상기 제1 셀에서의 제2 플럭스의 업데이트되는 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 상기 재료의 양의 제2 평균 변화율을 결정하는 단계와,
    (ii)상기 제2 평균 변화율을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 상기 재료의 제2 업데이트되는 양을 결정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  12. 제1항에 있어서,
    (d)단계 (a) 전에, 상기 제1 셀에서 상기 재료의 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 상기 플럭스를 결정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  13. 제12항에 있어서, 상기 단계 (d)의 결정은 상기 제1 셀에서 제2 재료의 양을 더 기초로 하는 것인 재료량 조정 방법.
  14. 제12항에 있어서, 상기 단계 (d)의 결정은 상기 제1 셀에서 각 복수 개의 재료의 각각의 양을 더 기초로 하는 것인 재료량 조정 방법.
  15. 제12항에 있어서, 단계 (d)는,
    (i)상기 제1 셀에서 상기 재료의 이전 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 플럭스의 평균 변화율을 결정하는 단계와,
    (ii)상기 플럭스의 평균 변화율을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 상기 플럭스를 결정하는 단계를 포함하는 것인 재료량 조정 방법.
  16. 제12항에 있어서, 상기 재료의 업데이트되는 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 업데이트되는 플럭스를 결정하는 단계를 더 포함하는 것인 재료량 조정 방법.
  17. 제12항에 있어서, 단계 (a)-(d)를 반복하는 것을 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  18. 제1항에 있어서, 상기 플럭스는 중성자 플럭스인 것인 재료량 조정 방법.
  19. 제1항에 있어서,
    (d)상기 제1 셀에 대응하는 제1 물리적 위치로부터 상기 재료에 대응하는 물질의 양 - 상기 분량에 대략 동일함 - 을 전달하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  20. 제1항에 있어서,
    핵 원자로 시스템에서 중성자 흡수재의 추천 이동을 결정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  21. 제1항에 있어서,
    핵 원자로 시스템에서 추천 냉각제 유량을 결정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  22. 제1 셀과 초기에 관련된 복수의 재료들의 위치를 조정하는 방법으로서,
    (a)상기 제1 셀에서의 상기 재료의 이전 양 및 상기 제1 셀에서의 플럭스의 이전 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 복수의 재료들의 재료의 양의 평균 변화율을 결정하는 단계와,
    (b)상기 평균 변화율을 기초로 하여 상기 제1 셀에서 상기 재료의 업데이트되는 양을 결정하는 단계와,
    (c)상기 복수의 재료에서 각 재료에 대해 단계 (a) 및 (b)를 수행하는 단계와,
    (d)상기 제1 셀에서 상기 재료의 업데이트되는 양을 소정 분량만큼 조정하는 단계와,
    (e)제2 셀에서 상기 재료의 제2 양을 상기 분량만큼 조정하는 단계와,
    (f)상기 복수의 재료에서 각 재료에 대해 단계 (d) 및 (e)를 수행하는 단계
    를 포함하는 재료량 조정 방법.
  23. 제22항에 있어서, 상기 평균 변화율은 복수의 순간 변화율의 가중 평균인 것인 재료량 조정 방법.
  24. 제22항에 있어서,
    (g)단계 (d) 전에,
    (1)상기 제2 셀에서 상기 복수의 제2 재료들의 상기 재료의 이전 양 및 상기 제2 셀에서의 플럭스의 이전 양을 기초로 하여 상기 제2 셀과 초기에 관련된 복수의 제2 재료들의 재료의 양의 제2 평균 변화율을 결정하는 단계와,
    (2)상기 제2 평균 변화율을 기초로 하여 상기 제2 셀에서 상기 복수의 제2 재료들의 상기 재료의 업데이트되는 양을 결정하는 단계와,
    (3)상기 복수의 제2 재료들의 각 재료에 대해 단계 (g)(1) 및 (g)(2)를 수행하는 단계와,
    (h)단계 (g) 후에,
    (1)상기 복수의 제2 재료들의 상기 재료의 업데이트되는 양을 제2 분량만큼 조정하는 단계와,
    (2)제3 셀에서 상기 복수의 제2 재료들의 상기 재료의 제3 양을 상기 제2 분량만큼 조정하는 단계와,
    (3)단계 (h)(1) 및 (h)(2)를 상기 복수의 제2 재료들의 각 재료에 대해 반복하는 단계
    를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  25. 제22항에 있어서,
    (g)단계 (a) 전에, 상기 제1 셀에서 상기 재료의 양을 기초로 하여 상기 제1 셀에서의 상기 플럭스를 결정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  26. 제25항에 있어서, 상기 단계 (g)의 결정은 상기 제1 셀에서 각 복수의 재료들의 각각의 양을 더 기초로 하는 것인 재료량 조정 방법.
  27. 제1항 또는 제22항에 있어서, 핵 원자로 시스템에서 중성자 흡수재를 이동시키는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  28. 제1항 또는 제22항에 있어서, 핵 원자로 시스템에서 중성자 흡수재를 자동적으로 이동시키는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  29. 제1항 또는 제22항에 있어서, 핵 원자로 시스템에서 냉각제 유량을 자동적으로 조정하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
  30. 제22항에 있어서, 제1 물리적 위치로부터 제2 물리적 위치로 상기 제1 셀과 초기에 관련된 조립체를 전달하는 단계를 더 포함하는 재료량 조정 방법.
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9424376B2 (en) * 2011-11-18 2016-08-23 Terrapower, Llc Enhanced neutronics systems
US9362010B2 (en) * 2011-12-06 2016-06-07 Terrapower, Llc Passive reactivity control apparatus
US10593436B2 (en) 2013-11-21 2020-03-17 Terrapower, Llc Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution
CN114639496A (zh) * 2022-02-24 2022-06-17 中核武汉核电运行技术股份有限公司 核电工艺设备冗余关联方法及装置

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20010026603A1 (en) * 1998-03-17 2001-10-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor nuclear instrumentation system, reactor power distribution monitor system including above instrumentation system and reactor power distribution monitoring method
US20080123796A1 (en) * 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US20080192879A1 (en) * 2007-02-08 2008-08-14 Yoshihiko Ishii Reactor start-up monitoring system

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4080251A (en) 1973-05-22 1978-03-21 Combustion Engineering, Inc. Apparatus and method for controlling a nuclear reactor
JPS57108694A (en) 1980-12-25 1982-07-06 Tokyo Shibaura Electric Co Automatic output controller for nuclear reactor
JPS5934194A (ja) 1982-08-20 1984-02-24 株式会社東芝 原子炉の炉心性能計算装置
US4642213A (en) 1984-07-27 1987-02-10 Westinghouse Electric Corp. Anticipatory control of xenon in a pressurized water reactor
JPH04265899A (ja) 1991-02-20 1992-09-22 Hitachi Ltd 原子炉シミュレータ
US5141710A (en) * 1991-06-24 1992-08-25 General Electric Company Reactivity modulation of a boiling water reactor to stabilize thermal-hydraulic instabilities
US5225147A (en) 1991-09-17 1993-07-06 General Physics International Engineering & Simulation, Inc. Real time analysis of light water core neutronics
RU2128864C1 (ru) * 1997-07-23 1999-04-10 Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им.акад.А..И.Лейпунского Способ перегрузки тепловыделяющих сборок водо-водяного реактора
JP2003177196A (ja) 2001-12-11 2003-06-27 Toshiba Corp 炉心核計装応答計算法
JP4309733B2 (ja) 2003-09-29 2009-08-05 株式会社東芝 燃焼計算方法および燃焼計算プログラム
FR2914103B1 (fr) * 2007-03-19 2009-12-18 Areva Np Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire
RU2347292C1 (ru) * 2007-06-08 2009-02-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях "Концерн "Росэнергоатом" Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
CN101241772B (zh) 2007-09-26 2011-07-27 大亚湾核电运营管理有限责任公司 压水堆核电站百万千瓦机组18个月换料方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20010026603A1 (en) * 1998-03-17 2001-10-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor nuclear instrumentation system, reactor power distribution monitor system including above instrumentation system and reactor power distribution monitoring method
US20080123796A1 (en) * 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US20080192879A1 (en) * 2007-02-08 2008-08-14 Yoshihiko Ishii Reactor start-up monitoring system

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JP2016048261A (ja) 2016-04-07

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