パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法およびシステム
【課題】パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を提供する。
【解決手段】パワー増強運転について満たされるべき制約のセットが入力され、試験原子炉炉心設計が、制約に基づいて生成される。制約を基準にして試験炉心設計を評価するために、１つまたは複数の自動化ツールが、自動化ツールのセットから選択されてもよい。選択されたツールを、その後、動作させてもよい。選択された自動化ツールの動作は、試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートすること、制約に基づいて複数の出力を生成すること、制約を基準にして出力を比較すること、および、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供することを含む。自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【解決手段】パワー増強運転について満たされるべき制約のセットが入力され、試験原子炉炉心設計が、制約に基づいて生成される。制約を基準にして試験炉心設計を評価するために、１つまたは複数の自動化ツールが、自動化ツールのセットから選択されてもよい。選択されたツールを、その後、動作させてもよい。選択された自動化ツールの動作は、試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートすること、制約に基づいて複数の出力を生成すること、制約を基準にして出力を比較すること、および、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供することを含む。自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本出願は、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された以下の米国特許出願、すなわち、２００２年１２月１８日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｒｏｄ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ，ＩＩ，他に対する第１０／３２１，４４１号、２００３年３月３１日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｃｏｒｅ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ，ＩＩ，他に対する第１０／４０１，６０２号、および、２００２年１２月２３日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｄｅｓｉｇｎｓ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する第１０／３２５，８３１号の一部継続出願であり、また、３５米国特許法第１２０条の下で、これら出願に対して国内の優先的利益を請求する。これら出願のそれぞれの全体の内容は、参照により本明細書に組み込まれる。
【０００２】
本発明の例示的な実施形態（複数可）は、一般に、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法およびシステムに関連する。
【背景技術】
【０００３】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）または加圧水型原子炉（ＰＷＲ）などの原子炉の炉心は、異なる特性を有する、燃料ロッド（ＢＷＲ）または燃料ロッドのグループの数百の個々の燃料集合体を有する。これらの集合体（または燃料ロッドグループ）は、燃料集合体内のロッド間、および燃料集合体間の相互作用が、政府および顧客固有の制約を含む全ての法規制上および原子炉設計上の制約を満たすように配置される。さらにＢＷＲの場合、制御機構、たとえばロッドパターン設計および炉心流量が、炉心サイクルエネルギーを最適にするように決定される必要がある。炉心サイクルエネルギーは、停止時に行われるなどの、新しい燃料要素で炉心をリフレッシュすることが必要となるまでの原子炉炉心が発生するエネルギー量である。
【０００４】
ＢＷＲの場合、たとえば、炉心内の潜在的な燃料集合体構成の数および集合体内の個々の燃料ロッド型は、数百の階乗を越える可能性がある。これらの多くの異なる潜在的な構成の内で、燃料ロッド型の構成によって規定される燃料集合体設計のほんのわずかな割合だけが、原子炉の特定の炉心において全ての適用可能な設計制約を満たすことができる。さらに、全ての適用可能な設計制約を実際に満たすこれらの燃料集合体設計のわずかな割合だけが経済的である。
【０００５】
従来、ＢＷＲ炉心に使用可能な典型的な燃料集合体は、約１０と３０を越える値との間の異なる燃料ロッド型、したがって、異なる燃料集合体アセンブリ構成を含むことができる。これは、異なるロッド型の数が大きいほど、消費者により高い集合体コストをもたらす可能性のある製造時の複雑さおよびコストが増大する点で望ましくない。
【０００６】
従来、ロッドパターン、燃料集合体、および／または炉心設計の決定は、試行錯誤によって行われていた。具体的には、エンジニアまたは設計者の過去の経験のみに基づいて、特定の設計を行う際に初期設計が特定された。炉心の特定の燃料集合体設計のような最初に特定された設計は、次に、コンピュータによって仮想上の炉心でシミュレートされた。特定の設計制約が満たされなかった場合、構成が修正され、別のコンピュータシミュレーションが実行された。上記に説明された手順を使用して適切な設計が特定されるまでに、通常何週間もの時間的資源が必要であった。
【０００７】
たとえば、使用される１つの従来のプロセスは、原子炉プラント固有の運転パラメータを、入力ファイルとして機能することができるＡＳＣＩＩテキストファイルに繰り返し入力することを設計者に要求する独立型の手動プロセスである。入力ファイルに入力されたデータは、新しい燃料集合体および露出した燃料集合体の配置の構成、制御羽根（評価された原子炉が沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の場合）の羽根ノッチ位置、可溶性ホウ酸濃度（たとえば、ＰＷＲの場合）、炉心流量、炉心露出（たとえば、１ショートトンにつきメガワット日で測定された炉心エネルギーサイクルの燃焼量（ＭＷＤ／ｓｔ））などを含むことができる。
【０００８】
適切なコンピュータ上で実行するソフトウェアプログラムとして具現化することができる、原子力規制委員会（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ）（ＮＲＣ）認可の炉心シミュレーションプログラムは、たとえば、結果として得られた入力ファイルを読み取り、シミュレーションの結果をテキストまたはバイナリファイルに出力する。次に、設計者は、シミュレータ出力を評価して、設計基準が満たされているかどうかを判定し、さらに熱限界のマージンに対する違反が生じていないことを検証する。設計基準を満たさなかった場合（すなわち、１つまたは複数の限界の違反）は、入力ファイルへの設計者による手動での修正を必要とする。特に、設計者は、１つまたは複数の運転パラメータ（複数可）を手動で変更し、炉心シミュレーションプログラムを再実行させることになる。このプロセスは、満足のいく設計が達成されるまで繰り返すことができる。
【０００９】
このプロセスは時間がかかる。要求されるＡＳＣＩＩテキストファイルは、構築するのが困難であり、しばしばエラーを起こしやすい。ファイルは、固定フォーマットであり極めて長く、５千またはそれ以上の命令行を越えることがある。ファイルの単一のエラーが、シミュレータのクラッシュを引き起こし、悪くすると、最初に検出するのが難しい場合がある少し逸脱した結果を生じるが、実際の運転中の原子炉炉心に配置されたときに、時間と反復を浪費し、恐らくは炉心サイクルエネルギーを減少させることになる。さらに、手動の反復プロセスによって、設計者をより好ましい解（ｓｏｌｕｔｉｏｎ）に導くための支援は提供されない。その時のプロセスにおいて、担当の設計者または技術者の経験と直感が、設計解を決定する唯一の手段である。
【特許文献１】米国特許出願第１０／３２１，４４１号
【特許文献２】米国特許出願第１０／４０１，６０２号
【特許文献３】米国特許出願第１０／３２５，８３１号
【特許文献４】米国特許出願第１０／６７８，１７０号
【特許文献５】米国特許出願第１０／２４６，７１８号
【特許文献６】米国特許出願第１０／２４６，７１６号
【特許文献７】米国特許第５，７９０，６１６号
【特許文献８】米国特許第５，２７２，７３６号
【特許文献９】米国特許第５，７９０，６１８号
【特許文献１０】米国特許第５，９１２，９３３号
【特許文献１１】米国特許第６，１９８，７８６Ｂ１号
【特許文献１２】米国特許第６，４０４，４３７Ｂ１号
【特許文献１３】米国特許第５，９２３，７１７Ａ号
【特許文献１４】米国特許第６，０７５，５２９Ａ号
【特許文献１５】米国特許第６，３８１，５６４Ｂ１号
【特許文献１６】米国特許出願２００４／０１９１７３４号
【特許文献１７】米国特許出願２００４／０２２０７８７号
【特許文献１８】米国特許出願２００４／０１０１０８３号
【特許文献１９】米国特許出願２００５／００１５２２７号
【特許文献２０】米国特許出願２００６／０１４９５１４号
【特許文献２１】米国特許第６，７４８，３４８号
【特許文献２２】米国特許第６，９３４，３５０号
【特許文献２３】米国特許出願２００４／００５２３２６号
【特許文献２４】米国特許出願２００４／００６６８７５号
【特許文献２５】米国特許第６，２０８，９８２号
【特許文献２６】米国特許出願２００４／００１３２２０号
【特許文献２７】米国特許第６，２６３，０３８号
【特許文献２８】米国特許出願２００２／０１０１９４９号
【特許文献２９】米国特許第６，４３０，２４７号
【特許文献３０】米国特許出願２００２／００８５６６０号
【特許文献３１】米国特許第６，２４３，８６０号
【特許文献３２】米国特許出願２００５／００１８８０６号
【特許文献３３】米国特許第６，０２６，１３６号
【特許文献３４】米国特許第６，５２６，１１６号
【特許文献３５】米国特許出願２００４／００９６１０１号
【特許文献３６】米国特許出願２００２／０１０１９５１号
【特許文献３７】米国特許出願２００４／０１２２６２９号
【特許文献３８】米国特許出願２００４／００５９５４９号
【特許文献３９】米国特許出願２００４／００５９６９６号
【特許文献４０】米国特許出願２００３／００８６５２０号
【特許文献４１】米国特許第４，８５１，１８６号
【特許文献４２】米国特許第６，７０１，２８９号
【特許文献４３】米国特許第６，３３８，１４９号
【非特許文献１】Ｚｈｉａｎ Ｌｉ，Ｓａｍｕｅｌ Ｈ．Ｌｅｖｉｎｅ著「ＡＵＴＯＬＯＡＤ，Ａｎ Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｏｐｔｉｍａｌ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｒｅｌｏａｄ Ｄｅｓｉｇｎ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ ａｎ Ｅｘｐｅｒｔ Ｍｏｄｕｌｅ」ＮＵＣＬＥＡＲ ＳＣＩＥＮＣＥ ＡＮＤ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ：１１８，１９９４
【非特許文献２】Ｈａｎ Ｇｏｎ Ｋｉｍ，Ｓｏｏｎ Ｈｅｕｎｇ Ｃｈａｎｇ，Ｂｙｕｎｇ Ｈｏ Ｌｅｅ著「Ｏｐｔｉｍａｌ Ｆｕｅｌ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎ Ｄｅｓｉｇｎ Ｕｓｉｎｇ ａｎ Ａｒｔｉｆｉｃｉａｌ Ｎｅｕｒａｌ Ｎｅｔｗｏｒｋ ａｎｄ ａ Ｆｕｚｚｙ Ｒｕｌｅ−Ｂｅｓｅｄ Ｓｙｓｔｅｍ」ＮＵＣＬＥＡＲ ＳＣＩＥＮＣＥ ＡＮＤ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ：１１５，１９９３ ｐｐ．１５２−１６３
【非特許文献３】Ｌｉａｎ Ｓｈｉｎ Ｌｉｎ，Ｃｈａｕｎｇ Ｌｉｎ著「Ａ ＲＵＬＥ−ＢＡＳＥＤ ＥＸＰＥＲＴ ＳＹＳＴＥＭ ＦＯＲ ＡＵＴＯＭＡＴＩＣ ＣＯＮＴＲＯＬ ＲＯＤ ＰＡＴＴＥＲＮ ＧＥＮＥＲＡＴＩＯＮ ＦＯＲ ＢＯＩＬＩＮＧ ＷＡＴＥＲ ＲＥＡＣＴＯＲＳ」Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｖｏｌ．９５ Ｊｕｌｙ １９９１，ｐｐ．１−８
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
例示的な実施形態は、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を対象とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
方法において、パワー増強運転について満たされるべき制約のセットが入力され、試験原子炉炉心設計が、制約に基づいて生成される。制約を基準にして試験炉心設計を評価するために、自動化ツールのセットから１つまたは複数の自動化ツールを選択させることができる。その後、選択されたツールが動作することができる。選択された自動化ツールの動作は、複数の出力を生成するために、制約に基づいて、試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートすること、制約を基準にして出力を比較すること、および、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供することを含む。自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【００１２】
別の例示的な実施形態は、パワー出力増大のための原子炉の炉心を設計するシステムを対象とする。システムは、対象となる原子炉プラントについて、評価される試験原子炉炉心設計を記憶するメモリと、対象となるプラントの炉心内でのパワー増強運転について満たされるべき制約のセットを受信するインタフェースと、制約を基準にして試験設計を評価するのに使用可能な１つまたは複数の自動化ツールを反復させるプロセッサとを含む。インタフェースは、自動化ツールの１つまたは複数の選択を可能にして、制約に基づいて、試験設計の原子炉運転をシミュレートし、複数の出力を生成する。プロセッサは、選択された自動化ツールを反復させて、制約を基準にして出力を比較し、また、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された任意の制約を指示するデータを、インタフェースを介して生成する。
【００１３】
別の例示的な実施形態は、プラントが、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転することを可能にする原子炉プラント用の炉心を対象にする。炉心は、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転するための運転限界を満たす、プラント用の炉心設計を生成する最適化プロセスを採用する自動化ツールのセットを使用して決定されるパワー増強炉心設計に従って装荷されている。自動化ツールは、炉心設計を生成するために、ロッドパターン設計ツール、炉心装荷パターン設計ツール、および、新しい燃料集合体型設計ツールを含む。
【００１４】
本発明の例示的な実施形態は、添付図面を参照して、本発明の例示的な実施形態を詳細に述べることによってより明らかになるであろう。図面では、同じ要素は、同じ参照番号で表され、図面は、例証する目的だけのために与えられ、本発明の例示的な実施形態を制限しない。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１５】
以下でより詳細に述べられるように、例示的な実施形態は、増大パワー運転のための原子炉炉心を設計する方法およびシステムを対象にする。システムは、プログラムのユーザが、増強パワー環境内で初期試験原子炉炉心設計を仮想上でシミュレートすることを可能にする、グラフィカルユーザインタフェース（ＧＵＩ）および処理媒体（たとえば、ソフトウェア駆動式コンピュータプログラム、プロセッサ、アプリケーション（複数可）など）を含んでもよい。
【００１６】
ＧＵＩを介して、ユーザは、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で原子炉炉心を運転するための要件に関連する制約または限界を入力し、初期試験原子炉炉心設計を生成する。ユーザは、その後、１つまたは複数の自動化設計ツールを選択して、入力制約を満たすように試験原子炉炉心設計を修正してもよい。
【００１７】
各自動化設計ツールは、ある炉心特徴またはパラメータを生成する、かつ／または、最適にするソフトウェア駆動式アプリケーションまたはプログラムとして具現化されてもよく、ソフトウェア駆動式アプリケーションまたはプログラムは、増強パワー要件を満たすために、炉心についてロッドパターン（制御羽根パターン）を修正する自動化ツールと、増強パワー要件を満たすために、炉心内での炉心装荷パターンを修正する自動化ツールと、所望の独自の新しい燃料集合体型および炉心内の配置などを最適にする、かつ／または、決定する自動化炉心設計ツールなどを含むがこれに限定はされない。それぞれのツールについて、ユーザは、修正された炉心設計の原子炉シミュレーション（たとえば、ＮＲＣによって使用許諾されたシミュレーションコードを使用する３Ｄシミュレーション）を始動し、シミュレーションからの出力を閲覧することができる。
【００１８】
それぞれの自動化ツールは、シミュレートされた修正炉心設計が、どれほどよく、制約を満たすかを判定するための目的関数を利用する。目的関数は、制約または限界を組み込み、限界に対する炉心設計の忠実度を定量化する数学的公式である。ＧＵＩは、目的関数によって判定される、どの出力がどの制約に違反するかについてのグラフィック表示を提示する。その後、ＧＵＩを介して、ユーザは炉心設計を修正する。これは、集合体設計、制御ロッド配置、露出した燃料集合体または新しい燃料集合体の配置などの変更、および、修正された設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、シミュレーションを繰り返すことからなってもよい。増大したパワーで、または、ユーザおよび／または顧客にとって許容可能な所与の限界（複数可）に対するあるマージン内で、許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて装荷された原子炉を運転するために、炉心設計が全ての限界（パワー増強運転についての限界を含む）を満たすまで、シミュレータ出力を修正すること、シミュレートすること、および制約を基準にしてシミュレータ出力を評価することが、反復して繰り返されてもよい。
【００１９】
図１は、本発明の例示的な実施形態による例示的な方法を実施するシステムを示す。図１を参照すると、システム１０００は、たとえばアクセス可能なウェブサイトの中央ネクサスとして機能することができるアプリケーションサーバ２００を含んでもよい。アプリケーションサーバ２００は、たとえばＣｉｔｒｉｘ ＭｅｔａＦｒａｍｅ Ｐｒｅｓｅｎｔａｔｉｏｎ ｓｅｒｖｅｒなどの任意の知られているアプリケーションサーバソフトウェアとして具現化されてもよい。アプリケーションサーバ２００は、複数の計算サーバ４００、暗号サーバ２６０、およびメモリ２５０に作動的に接続されてもよい。メモリ２５０は、たとえばリレーショナルデータベースサーバとして具現化されてもよい。
【００２０】
複数の外部ユーザ３００は、暗号化１２８ビットセキュアソケットレイヤ（ＳＳＬ）接続３７５などの適切な暗号化媒体を通じてアプリケーションサーバ２００と通信してもよいが、本発明は、この暗号化通信媒体に限定されない。外部ユーザ３００は、あるいはウェブベースのインターネットブラウザなどの適切なインタフェースを使用して、パーソナルコンピュータ、ラップトップ、携帯情報端末（ＰＤＡ）などのいずれか１つからインターネットを通じてアプリケーションサーバ２００に接続してもよい。さらにアプリケーションサーバ２００は、適切なローカルエリアネットワーク接続（ＬＡＮ２７５）を介して内部ユーザ３５０にアクセス可能であり、それにより、内部ユーザ３５０は、たとえばイントラネットを通じてアクセスできる。以降では、簡潔にするために、「ユーザ」は、外部ユーザ３００、内部ユーザ３５０、または他の設計者がアクセスするシステム１０００のいずれかを指すために総称的に用いられる。たとえば、ユーザは、原子炉について所望の炉心設計を決定するために、ウェブサイトにアクセスする原子炉プラントの代表者、および／または、本発明の例示的な方法およびシステムを使用することによって、プラントについて増強炉心設計を開発するために原子炉プラント現場によって雇用された機器販売業者のいずれかであってよい。
【００２１】
アプリケーションサーバ２００は、ユーザがアプリケーションにアクセスするための集中ロケーションを提供する。本質的には、各ユーザアプリケーションセッションは、サーバ上で実行されるが、ユーザがアプリケーションと対話することを可能にするユーザアクセス装置（たとえばＰＣ）にローカルに表示されてもよい。しかし、この配置手段は、例示的な実施形態として設けられ、所与のユーザがこれらのアクセスデバイス上でローカルにアプリケーションを実行することを制限しない。アプリケーションは、目的関数値を計算するために全ての計算を命令しかつデータにアクセスするように、また、ユーザが再検討したいと思う炉心設計の種々の特徴部の適切なグラフィック表示を生成するように働く。グラフィック情報は、１２８ビットＳＳＬ接続３７５またはＬＡＮ２７５を通じて伝達されて、ユーザの適切なディスプレイデバイス上に表示される。
【００２２】
図２は、図１のシステムに関連するアプリケーションサーバ２００を示す。図２を参照すると、アプリケーションサーバ２００は、バス２０５を利用して、種々の構成要素を接続し、ユーザから受信されるデータ用の経路を提供する。バス２０５は、多くのコンピュータアーキテクチャで標準的な周辺構成要素相互接続（ＰＣＩ）バスなどの従来のバスアーキテクチャを用いて実施されてもよい。ＶＭＥＢＵＳ、ＮＵＢＵＳ、アドレスデータバス、ＲＤＲＡＭ、ＤＤＲ（ダブルデータレート）バスなどのような代替のバスアーキテクチャは、もちろん、バス２０５を実施するのに利用することができる。ユーザは、適切な接続（ＬＡＮ２７５および／またはネットワークインタフェース２２５）を通じてアプリケーションサーバ２００に情報を伝達して、アプリケーションサーバ２００と通信する。
【００２３】
アプリケーションサーバ２００はまた、その時利用可能なＰＥＮＴＩＵＭ（商標）プロセッサなどの通常のマイクロプロセッサを用いて構築されてもよいホストプロセッサ２１０を含んでもよい。ホストプロセッサ２１０は、グラフィカルユーザインタフェース（ＧＵＩ）およびブラウザ機能などのアプリケーションサーバ２００での全てのリアルタイム機能および非リアルタイム機能が実行される中央ネクサスを表し、表示およびユーザによる再検討のために、セキュリティ機能を命令し、種々の限界について目的関数の計算などの計算を命令することなどを行う。相応して、ホストプロセッサ２１０は、ブラウザの使用を介してアクセスされてもよいＧＵＩ２３０を含んでもよい。ブラウザは、システム１０００のユーザにインタフェースを提供しかつユーザと対話するソフトウェアデバイスである。例示的な実施形態では、Ｃｉｔｒｉｘ ＩＣＡクライアント（市販のＣｉｔｒｉｘ ＭｅｔａＦｒａｍｅ Ａｃｃｅｓｓ Ｓｕｉｔｅ ソフトウェアの一部）と連携するブラウザは、ＧＵＩ２３０をフォーマットし表示するように働いてもよい。
【００２４】
ブラウザは、通常、標準ハイパーテキストマークアップ言語（ＨＴＭＬ）によって管理され命令される。しかし、ユーザが計算についての判断、表示データなどを管理することを可能にする、ユーザに対して提示または「役立つ」アプリケーションは、Ｃ＃、Ｊａｖａ（商標）、またはビジュアルフォートラン、あるいはこれらの任意の組合せを使用して実施されてもよい。さらに、他のよく知られている高レベル言語（たとえば、Ｃ、Ｃ＋＋など）が、アプリケーション実施態様に組み込まれてもよい。これらの言語は全て、所与のアプリケーション実施態様の特定の詳細についてカスタマイズまたは適合されてもよく、画像は、よく知られているＪＰＧ、ＧＩＦ、ＴＩＦＦ、および他の標準圧縮方式を使用してブラウザに表示されてもよく、他の非標準言語および圧縮方式は、ＸＭＬ、ＡＳＰ．ＮＥＴ、「自家製（ｈｏｍｅ−ｂｒｅｗ）」言語、あるいは他の知られている非標準言語および方式のようにＧＵＩ２３０に使用されてもよい。ネットワークＩ／Ｆ２２５を介したアプリケーションサーバ２００は、暗号サーバ２６０に動作可能に接続されてもよい。相応して、アプリケーションサーバ２００は、暗号サーバ２６０を使用することによって全てのセキュリティ機能を実施して、外部からのセキュリティ侵害からシステム１０００を保護するためのファイアウォールを確立する。さらに、暗号サーバ２６０は、登録ユーザの全ての個人情報への外部アクセスを安全にする。
【００２５】
アプリケーションサーバ２００はまた、複数の計算サーバ４００に動作可能に接続されてもよい。計算サーバ４００は、ユーザ入力データを処理し、炉心設計のシミュレーションを命令し、以下でさらに詳細に述べる比較のための値を計算し、ＧＵＩ２３０を介して表示されかつアプリケーションサーバ２００によって提示されてもよい結果を提供するために必要とされる計算の一部または全てを実施してもよい。
【００２６】
計算サーバ４００は、たとえば、ＷＩＮＤＯＷＳ（商標）２０００サーバとして具現化されてもよいが、他のハードウェア（たとえば、Ａｌｐｈａ、ＩＡ−６４）およびプラットフォーム（たとえば、Ｌｉｎｕｘ、Ｕｎｉｘ（商標））も可能である。より詳細には、計算サーバ４００は、多数の複雑な計算を実施するよう構成されてもよく、計算は、限定はしないが、目的関数を構成して目的関数値を計算すること、３Ｄシミュレータプログラムを実行して、評価される特定の炉心設計上で原子炉炉心運転をシミュレートすること、および、シミュレーションから出力を生成し、ＧＵＩ２３０を介したユーザによるアクセスおよび表示のための結果データを提供し、以下でさらに詳細に述べる最適化ルーチンを反復することを含んでもよい。
【００２７】
図３は、本発明の例示的な実施形態による例示的なデータベースサーバ２５０を示す。メモリまたはデータベースサーバ２５０は、オラクルリレーショナルデータベースのようなリレーショナルデータベースであってよい。リレーショナルデータベースサーバ２５０は、本発明の方法を実施するために必要なデータおよび結果の全てを処理するいくつかの下位データベースを含んでもよい。たとえば、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、特定の原子炉について評価される、全ての炉心設計についての全てのユーザが入力した限界および／または設計制約を記憶するデータベースである限界データベース２５１などの下位データベースを含む記憶エリアを含んでもよい。事前に生成され、モデル化され、記憶されたパレットまたは複数の異なる新しい燃料集合体設計を含んでもよい新しい燃料集合体設計データベース２５２が存在してもよい。
【００２８】
さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、３Ｄシミュレータでシミュレートされることになる炉心設計についてのパラメータを記憶する待ち行列データベース２５３、および定義済みユーザが入力した限界に最も適合する基準炉心設計の生成に際して、選択されてもよい履歴の原子炉炉心装荷パターン設計を含む履歴の炉心設計データベース２５４を含んでもよい。さらに、リレーショナルデータベース２５０は、新しい燃料集合体、かつ／または、露出した燃料集合体について、複数の異なる装荷テンプレートを記憶することができる装荷テンプレートデータベース２５６、および、たとえば、複数の異なる露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体の各々について、複数の異なる露出した集合体メトリクス、および／または、新しい集合体メトリクスを記憶することができる燃料プールデータベース２５８を含んでもよい。
【００２９】
シミュレータ結果は、シミュレータ結果データベース２５５内に記憶されてもよい。シミュレータ結果データベース２５５（および限界データベース２５１）は、特定の炉心設計に適用可能ないくつかの目的関数値を計算するために計算サーバ４００によってアクセスされてもよい。目的関数値は、たとえば、所与の設計がいくつかのユーザが入力した限界または制約を満たす否かを判定するために、シミュレートされる仮想炉心内に挿入された（最終的な許容可能な炉心設計で使用される、ロッド（制御羽根）パターン、炉心装荷パターン、および／または、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型のうちの１つまたは複数の修正による）特定の設計についてランク付けされてもよい。これらの目的関数値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の目的関数値データベース２５７に記憶されてもよい。
【００３０】
３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース２５９はまた、リレーショナルデータベースサーバ２５０内に含まれてもよい。データベース２５９は、全ての露出段階での制御羽根の位置および原子炉運転パラメータを含んでもよい。計算サーバ４００がリレーショナルデータベースサーバ２５０に動作可能に接続され、かつこれと通信できるため、図３で述べた下位データベースの各々は、１つまたは複数の計算サーバ４００にアクセス可能であってよい。
【００３１】
図４は、本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を示すプロセスフロー図である。図４を参照すると、ブロック５００〜１１００はそれぞれ、入力ブロック５００で始まる、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する例示的な方法の処理機能を述べる。所与のブロックは、ＧＵＩ２３０を介するユーザによる入力によって直接に、ホストプロセッサ２１０によって自動的に、かつ／または、計算サーバ４００によって、かつ／またはコマンドまたはユーザが行う選択に基づいてアプリケーションサーバ２００内のホストプロセッサ２１０の制御下で、などで、システム１０００によって実施することができる機能および／またはソフトウェア駆動式プロセスの番号を示してもよい。
【００３２】
入力ブロック５００で実施される機能は、パワー増強運転のために満たされる必要がある制約（本明細書で、「限界」とも呼ばれる）のセットが、許容可能な運転増強炉心設計を決定するための評価に入力されることを可能にする。熱限界に対するマージン、および、評価されるプラントについての定格より、高い原子炉パワー限界、パワー密度限界、および質量流量限界を設定する増強パワー限界フローウィンドウを含む、これらの限界は、限界データベース２５１に記憶されてもよい。
【００３３】
炉心装荷ブロック６００は、ブロック５００における限界（制約）入力に基づいて試験原子炉炉心設計を生成する。以下でより詳細にわかるであろうが、炉心装荷ブロック６００に示す、システム１０００によって実施される機能は、試験炉心設計で使用される新しい燃料集合体の数を決定すること、装荷テンプレートデータベース２５６から所望の燃料装荷テンプレートを選択すること、および、炉心装荷ブロック６００に従って装荷される「仮想原子炉炉心」に到達するために、装荷用の新しい燃料集合体および再装荷用の露出した燃料集合体で選択されたテンプレートをポピュレートすることを含む。
【００３４】
自動化ツールブロック７００は、ブロック６００で生成された初期試験炉心設計上で１つまたは複数の自動化ツールを、ユーザ３００が選択し、反復的に実行することを可能にする処理機能を含む。これらの自動化ツールは、修正ロッド（制御羽根）パターンツール、修正炉心装荷パターンツール、および独自の新しい燃料集合体型設計ツール（「Ｎストリーミング」ツールとしても知られる）を含む。ロッドパターンツール、炉心装荷パターンツール、および独自の新しい燃料集合体型設計ツールはそれぞれ、ユーザによって順次に、かつ／または、同時に反復されてもよく、また、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体の変更が、試験炉心設計において尽くされ、かつ／または、所与の「候補の」修正された試験炉心設計が、パワー増強運転についての限界または制約のそれぞれを満たすまで、他のツールの１つまたは両方にフィードバックを提供してもよい。
【００３５】
それぞれの自動化ツールについて、入力された限界または制約を基準にして試験炉心設計を評価するための、選択された自動化ツールの運転または反復は、複数のシミュレーション結果（「出力」とも呼ばれる）を生成するために、制約に基づいて試験炉心設計を用いた原子炉運転のシミュレーションを実施することを、最低限含む。出力は、制約を基準にして比較される。比較に基づいて、シミュレーション中に試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータが、ユーザ３００に提供されてもよい。自動化ツールの１つ、一部、または、全ては、実施され、パワー増強運転についての全ての制約を満たす試験炉心設計が決定されるまで、反復して繰り返される。そのため、この設計は、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【００３６】
ある例では、また、以下でより詳細に説明されるように、先に述べた比較は、出力を評価するための目的関数を構成することを含んでもよい。出力を評価するための目的関数を構成することによって、目的関数値が、目的関数を使用して各出力について生成されてもよい。その後、出力を表す目的関数値は、制約に基づいて評価されて、出力のうちのどれが、限界に違反するかを判定する。
【００３７】
こうして、各自動化ツールは、目的関数を利用して、シミュレートされた試験炉心設計が、どれほど厳密に、限界または制約を満たすかを判定する。先に説明したように、目的関数は、制約または限界を組み込み、限界に対する試験炉心設計の忠実度を定量化する数学的公式である。ＧＵＩ２３０は、目的関数によって判定される、どの出力がどの制約に違反するかについてのグラフィック表示を提示する。その後、ＧＵＩ２３０を介して、ユーザは試験炉心設計を修正して、本明細書で、修正されたまたは「派生した原子炉炉心設計」としても知られるものを生成する。これは、制御ロッド配置、露出した燃料集合体配置、新しい燃料集合体配置などを含むロッドパターン設計の変更、および、所与の派生した試験炉心設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、炉心シミュレーションを繰り返すことからなってもよい。
【００３８】
ある例では、また、特定の派生した炉心設計によって、どの特定の制約または限界が違反されたかに基づいて、その後の反復のために、特定の自動化ツールが、ユーザによって選択されてもよい。増強したパワーで原子炉を運転するために、所与の派生した試験炉心設計が、全ての限界を満たすまで、機能を修正すること、シミュレートすること、および比較すること（すなわち、制約を基準にしてシミュレータ出力を評価すること）が、所与の自動化ツールプロセス内で反復して繰り返されてもよい。
【００３９】
許容可能な原子炉炉心設計に関するデータは、１１００にて、ユーザに報告されてもよい。例では、このデータは、ＧＵＩ２３０を介してグラフィックフォーマットで提示されて、制約を満たし、かつ、増強したパワーレベルで運転するために、選択された原子炉プラントをどのように装荷し、実行するかをユーザに示してもよい。
【００４０】
再び図４を参照すると、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および新しい燃料集合体の変更が、尽くされた（図４の８００の出力が、「はい」となった）後、限界が全て満たされた（微細調整ブロック９００の出力が、「はい」となった）場合、試験炉心設計についてユーザが選択した、選択された、露出した燃料集合体または新しい燃料集合体に対して、さらなる微細調整を行う必要はなく、その後、この設計が、許容可能なパワー増強炉心設計として報告ブロック１１００に報告される。
【００４１】
しかし、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の変更が、尽くされてしまい、かつ、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、インベントリ内の全ての露出した燃料集合体が、使用されたか否かを戻ってチェックするように命令されてもよく、使用されていない場合、装荷テンプレート内での露出した燃料集合体の選択を修正するという推奨を有する、炉心装荷ブロック６００で実施される機能に処理が戻される。インベントリからの全ての露出した燃料集合体が使用されてしまい、かつ、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、燃料装荷テンプレートを修正するという推奨を有する、炉心装荷ブロック６００内のプロセスに戻るように命令されて、新しい燃料集合体の挿入のためのテンプレート内のロケーションを変更してもよい。これらの変更が行われると、修正された、または、派生した炉心設計は、全ての限界が、満たされる、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内に入るまで、ブロック７００の自動化ツールの１つ、一部、または、全てを使用して、再評価されてもよい。
【００４２】
注目に値することには、ブロック７００および９００に述べる処理は、ロッド（制御羽根）の位置、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の位置または配置、炉心流量、および／または、シーケンス変更を行うべき場所などの、いくつかのパラメータを最適にするための１つまたは複数の最適化技法を使用して行われてもよく、それにより、装荷テンプレート内に、さらなる新しい燃料ロケーションおよび露出した燃料ロケーション変更を作る可能性を含む、炉心設計についての、反復したシミュレーション、評価、修正が、自動的に行われてもよい。
【００４３】
ブロック１１００にて、ユーザが、許容可能なパワー増強炉心設計に相当するデータおよび設計パラメータを受け取ると、任意選択で（ｏｐｔｉｏｎａｌｌｙ、適宜）、ユーザまたは設計者は、実施態様ブロック１２００に述べるいくつかのプロセスを、反復してもよい。ブロック１２００の点線は、システム１０００を使用してユーザによって呼び出されたプロセスが、オプションであってよいことを指示する。
＜実施態様ブロック＞
図４のブロック１２００に示すように、任意選択で、評価される所与の原子炉プラント内のそれぞれの所望のエネルギーサイクルについて、ユーザは、所与のサイクルについて、対象となる原子炉プラントから直接に、更新された露出アカウンティングデータ（「炉心トラッキング」）にアクセスしてもよい。これは、対象となるプラント（プラントはモデル化されている）のプロセスコンピュータとつながる、システム１０００のインタフェースを介して行われてもよく、データは、データベース２５０に記憶される。この露出アカウンティングプロセスは、１２００ａにおいて、炉心トラッキング機能と呼ばれる。
【００４４】
実際のプラントデータが、分解されて、パワー増強運転についての、限界、および／または、こうした限界または制約に対するマージンが、実際のプラントデータに基づいて変更される必要があるかどうかを判定するための、ユーザまたは設計者によって必要とされる所望のデータが取り出されてもよい（実際のプラントデータを推定データと比較して、既存の限界に対する推定マージンおよび／または限界自体に適用するための、標準偏差（シグマ）および／またはバイアスが求められる）。相応して、１２００ｂにて、ユーザは、更新された露出アカウンティングデータに基づいて熱限界および／または反応性限界および／またはこれらの限界に対するマージンを改定して、評価される所与のサイクルについて新しい限界を決定してもよい。
【００４５】
（１２００ａ）からのその時の実際のプラント条件、および、（１２００ｂ）から決定された、新しい限界または改定された限界または限界に対するマージンを使用して、顧客、ユーザ、または設計者は、「オンライン」プラント最適化を実施してもよい（１２００ｃ）。これは、上記の（１２００ａ）および（１２００ｂ）に基づいて、パワー増強炉心設計についての限界および運転条件を設定すること、および、その後、１１００にて報告される選択された増強炉心設計について、自動化されたロッドパターンツールを反復することを必要とすることになる。
【００４６】
自動化ロッドパターンツールのこの反復は、（１２００ａ）からの更新された実際のプラント条件に基づき、また、（１２００ｂ）からの計算された新しい限界または改定された限界に基づいて、ロッド位置、炉心流量、およびシーケンス変更を行うべき場所を最適にすることを含んでもよい。
【００４７】
ブロック７００で説明したように、評価されるサイクルについての限界を満たす修正されたパワー増強炉心設計を決定するために、パワー増強炉心設計についての、反復したシミュレーション、比較、修正を含む（１２００）で、ロッドパターンツールが、繰り返し反復されてもよい。全ての所望のエネルギーサイクルが評価される（１３００の出力が「はい」になる）と、オプションの実施態様ブロック１２００に述べるプロセスが、終了してもよい。
【００４８】
ある例では、ブロック７００または１２００に述べるように実施される自動化ツールのいずれかにおけるシミュレーションおよび出力と限界との比較から生じる、ユーザに提示されるデータは、手順上の推奨を含んでもよい。たとえば、こうした手順上の推奨は、たとえば、ブロック１２００ｃにおいて、修正ロッドパターンツールプロセスの出力としての、ユーザへのフィードバックとして提供されてもよい。以下でわかるであろうが、各自動化ツールは、パワー増強のための所望の炉心設計を達成するために、試験炉心設計に対して行う必要がある修正を用いて、ユーザまたは設計者を支援する関連する手順上の推奨を提供してもよい。
【００４９】
個々の修正は、ユーザの希望に委ねられてもよいが、これらの手順上の推奨は、たとえば、プルダウンメニューの形態で設けられてもよく、エネルギーにとって有益な移動、エネルギーにとって有害な移動、および、（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換などのカテゴリに分割されてもよい。１つの技法は、エネルギーにとって有害な移動ではなくエネルギーにとって有益な移動を使用して、限界を満たすことによって問題に対処することである。パワー増強炉心設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることができることを検証してもよい。
【００５０】
例示的な方法の概要が述べられたが、図４のブロック内の種々のプロセスが、ここで、より詳細に述べられる。
＜入力ブロック５００＞
最初に、３４００ＭＷの定格のプラントについて、３６００メガワット（増強されたパワー）などの、増強されたパワー、すなわち、定格容量を越えるパワーで運転するために、設計者またはユーザは、プラントの適切なドロップダウンメニューから評価用の原子炉プラントを選択し、選択されたプラントによって満たされる限界または制約のセットを定義する。換言すれば、パワー増強運転のために選択されたプラントで使用される許容可能な原子炉炉心設計を決定する際に満たされることになる限界または制約が定義される。たとえば、ユーザは、プロンプト表示によって、パワー増強運転について、増強パワー熱限界およびフローウィンドウを入力するように指示されてもよい。これらは、パワー増強炉心設計を決定するためのプラント運転条件を修正するのに使用されるであろう。
【００５１】
これらの限界は、パワー増強運転について評価される特定の原子炉の設計の重要な態様およびその原子炉の設計制約に関連してもよい。限界は、生成されることになる試験原子炉炉心設計のシミュレーションを実施するために入力される変数に適用可能であってよく、かつ／または、シミュレーションの結果だけに適用可能な限界または制約を含んでもよい。たとえば、入力された限界は、パワー増強運転について、クライアント入力の原子炉プラント固有の制約および炉心性能基準に関連してもよい。シミュレーション結果に適用可能な限界は、原子炉運転に使用される運転パラメータ限界、炉心安全限界、これらの運転および安全限界に対するマージン、ならびに、他のクライアント入力の原子炉プラント固有の制約の１つまたは複数に関連してもよい。
【００５２】
図５は、例示的なクライアント入力のプラント固有の制約を示すスクリーンショットである。これらは、シミュレーションへの入力変数に関する限界または制約、および、シミュレーション結果に関する限界または制約として理解されてもよい。図５を参照すると、全体が矢印５０５で指示される複数のクライアント入力のプラント固有の制約が列挙されている。各制約について、欄５１０で指示される設計値限界を割り当てることが可能である。図５には示さないが、限界または制約は、熱限界に対するマージン、および、評価されるプラントについて、より高い原子炉パワー、パワー密度、および質量流量限界を設定する増強パワー限界フローウィンドウを含む。
＜炉心装荷ブロック６００＞
燃料装荷テンプレートを選択し、装荷のために新しい燃料を選択し、再装荷のために露出した燃料を選択するプロセスは、２００３年１０月６日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｐｐａｒａｔｕｓ ｆｏｒ Ｆａｃｉｌｉｔａｔｉｎｇ Ｒｅｃｏｖｅｒｙ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ ｆｒｏｍ ａ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／６７８，１７０号に詳細に記載される。以下の図７〜１０で述べるように、これらのプロセスを記述する関連部分は、その全体が本明細書に組み込まれる。しかし、燃料装荷テンプレートを選択する前に、最初の試験原子炉炉心設計について、新しい燃料集合体カウントが決定される。
【００５３】
図６は、本発明の例示的な実施形態による、初期試験原子炉炉心設計についての新しい燃料集合体カウントの決定を記述するフローチャートである。新しい燃料集合体カウントの選択は、パワー増強運転のための原子炉炉心設計を設計する際に使用される新しい燃料集合体のインベントリを提供するために、燃料装荷テンプレートの選択前に行われる。最初に、試験の新しい燃料装荷パターンに関して過去の反復が起こったかどうかを確立するためのチェックが実施される（６０２）。これが、最初の反復である、たとえば、以前の試験の新しい燃料装荷パターンが解析されなかった場合、過去のサイクルまたは類似のプラントに関する情報は、初期の試験の新しい燃料装荷パターンについての基礎を提供するのに使用されてもよい（６０３）。たとえば、初期の試験の新しい燃料装荷パターンは、評価される原子炉に類似する原子炉からの炉心装荷パターン設計に基づいて選択された、以前のシミュレーションにおける類似の炉心に使用された炉心装荷パターン設計から、かつ／または、たとえば、評価される原子炉プラント内の早期炉心エネルギーサイクルで使用される実際の炉心装荷パターン設計から選択されてもよい。これらの設計は、たとえば、履歴の燃料サイクル設計データベース２５４からアクセスされてもよい。
【００５４】
過去の反復が実施された（６０２の出力が、「いいえ」となる）場合、入力された限界に一致する確立された炉心装荷パターンを使用して、炉心の総エネルギー含有量が計算され、所望のエネルギー含有量と必要とされるエネルギー含有量との差が定義されてもよい（６０４）。これは、６０３からの新しい燃料装荷パターンを使用して行われてもよく、新しい燃料装荷パターンはまた、これが最初の反復である場合、入力された限界を反映する。このエネルギー「デルタ」は、最も最近のサイクルの終了（Ｅｎｄ−ｏｆ−Ｃｙｃｌｅ）（ＥＯＣ）と比較した場合の、次の将来のサイクルについて必要とされるエネルギーの差である。さらなる反復について、実際のエネルギーと所望のエネルギーとの差が減少するにつれて、デルタが減少してもよい。さらに、負のデルタエネルギーは、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより大きく、望ましいことを意味する。
【００５５】
エネルギーの差は、たとえば、次に予定されている停止時に装荷される、原子炉の炉心を装荷するための新しい燃料装荷パターンの一部であることになる新しい燃料アセンブリによって供給されるべきである。所望の目標エネルギーを得るために必要とされる付加的な集合体の数（取り除かれなければならない集合体の数）を選択するのに役立つことができる典型的な経験則が存在する。たとえば、７６４個の集合体を有するＢＷＲ原子炉において、４つの集合体は、ほぼ１００ＭＷＤ／ｓｔのサイクル長に値すると一般には信じられている。したがって、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより１００ＭＷＤ／ｓｔだけ長い場合、４つの新しい集合体を取り除くことができる。同様に、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより１００ＭＷＤ／ｓｔだけ短い場合、４つのさらなる新しい集合体が付加されるべきである。
【００５６】
ユーザは、エネルギー差を補償するのに必要とされる新しい燃料集合体の数を選択する（６０５）。これは、新しい燃料集合体設計データベース２５２から、以前にモデル化されかつ記憶された新しい燃料集合体設計の「パレット」にアクセスすることによって行われてもよく、または、ユーザは、たとえば、集合体型のデータベースから特定の新しい燃料集合体を生成してもよい。
【００５７】
試験炉心設計で使用される新しい集合体の番号またはカウント（ｃｏｕｎｔ、総数）が決定された後、炉心装荷対称性が特定される（６０６）。一部のプラントは、たとえば、クアドラント装荷対称性またはハーフ炉心装荷対称性を必要とする場合がある。ＧＵＩ２３０は、プラント構成ウェブページにアクセスするのに使用されてもよく、プラント構成ウェブページは、後続のシミュレーションで評価するために、「モデルサイズ」、たとえば、４分の１炉心、半炉心、または全炉心をユーザが選択することを可能にしてもよい。さらに、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択されたモデルサイズについて炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無し）を選択してもよい。
【００５８】
「オクタント対称性」を選択することによって、ユーザは、全ての８つのオクタント（オクタントは、たとえば、燃料集合体のグループである）が、モデル化されるオクタントに類似すると仮定して、原子炉をモデル化することができる。その結果、シミュレータ時間が、一般に、８分の１に減少する場合がある。同様に、「クアドラント対称性」を選択することによって、ユーザは、４つのクアドラントのそれぞれが、モデル化されるクアドラントに類似すると仮定して、原子炉をモデル化することができる。そのため、シミュレータ時間が、一般に、４分の１に減少する場合がある。集合体特性の非対称性が、オクタントシンメトリまたはクアドラントシンメトリを妨げる場合、ユーザは、対称性無しを指定することができる。
【００５９】
新しい燃料集合体カウントおよび対称性が決定されると、ユーザは、装荷テンプレートデータベース２５６から所望の燃料装荷テンプレート６０７にアクセスしてもよい。図７は、本発明の装荷マップエディタ６０１を使用した、部分的に完了した装荷テンプレートの４分の１炉心のスクリーンショットを示す。
【００６０】
装荷マップエディタが、初めに実行されると、ユーザは、（装荷テンプレートデータベース２５６から）以前に作成されたテンプレートにアクセスするか、または、新しいテンプレートを開始するオプションを、ｆｉｌｅメニュー６０８を介して有する。ある例では、装荷マップエディタ６０１は、テンプレートがそれについて作成される原子炉を特定するようにユーザに要求する。装荷マップエディタ６０１は、リレーショナルデータベース２５０（装荷テンプレートデータベース２５６など）から、特定された原子炉の幾何形状を取り出し、ナンバリングされた行と列によって（図７の燃料集合体位置、行６、列３などによって）、取り出したプラント特性に基づいて適切なサイズの燃料集合体フィールド６１１を表示する。
【００６１】
燃料集合体フィールド６１１内で、ユーザは、その後、たとえば、自分のコンピュータ、ＧＵＩ２３０、およびアプリケーションプロセッサ２００を介して適切な入力デバイス（すなわち、マウス、タッチパッドなど）を使用して、潜在的な燃料集合体位置のアレイ内の燃料集合体位置６１２上でクリックして、その位置の実際の燃料集合体のタイプ（新しい、再挿入（露出した燃料）、またはロックされた）およびグルーピングを特定してもよい。図７の右側に示すように、装荷マップエディタ６０１は、Ｌｏａｄ Ｔｙｐｅ（装荷型）ツール６１３、Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇ（集合体グルーピング）ツール６１７、およびＮｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅ（ナンバリングモード）ツール６１８を含む、この割り当てタスクを実施するいくつかのツールを提供する。
【００６２】
装荷型６１３ツールの下で、装荷マップエディタ６０１は、Ｆｒｅｓｈボタン６１４、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５、およびＬｏｃｋｅｄボタン６１６を含む。Ｆｒｅｓｈボタン６１４、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５、およびＬｏｃｋｅｄボタン６１６は、新しい燃料集合体、再挿入燃料集合体、およびロックされた燃料集合体のカテゴリに相当する。ユーザは、たとえば、所望のボタン上をクリックして、所望のカテゴリを選択し、次に、燃料集合体フィールド６１１内の燃料集合体位置６１２上をクリックして、そのカテゴリを燃料集合体位置６１２に割り当てる。新しい燃料集合体カテゴリは、新しい燃料集合体、すなわち、露出されなかった集合体を挿入するように指示する。装荷マップエディタは、その後、燃料集合体位置６１２の底部に「Ｆ」および番号「Ｎ」を表示する。「Ｆ」は、新しい燃料集合体カテゴリを指示し、「Ｎ」は、Ｎ番目の燃料集合体型を指示する。装荷マップエディタ６０１は、炉心に割り当てられた燃料集合体型の番号のカウントを維持する。複数の集合体の位置は、それぞれの位置について、同じ「Ｆ」および「Ｎ」値を指定することによって、同じ集合体型を割り当てられることができる。
【００６３】
ロックされた燃料集合体カテゴリは、実際の原子炉炉心内で、関連する燃料集合体位置をその時占める燃料集合体が、原子炉炉心装荷マップを作成するときに、その位置にとどまることを指示する。装荷マップエディタ６０１は、ロックされた燃料集合体カテゴリが割り当てられると、燃料集合体位置６１２に「Ｌ」および番号「Ｎ」を表示する。「Ｌ」は、ロックされた燃料集合体カテゴリを指示し、番号「Ｎ」は、Ｎ番目のロックされた集合体グループを指示する。
【００６４】
再挿入燃料集合体カテゴリは、露出した燃料集合体のどこに挿入するかを指示する。装荷マップエディタは、再挿入燃料集合体カテゴリが割り当てられると、燃料集合体位置６１２に番号「Ｎ」だけを表示する。番号は、燃料集合体位置６１２の優先度を指示する。
【００６５】
ある例では、装荷マップエディタは、割り当てられたカテゴリに関連する色で燃料集合体位置６１２を表示してもよい。たとえば、新しい燃料集合体は青で表示され、ロックされた燃料集合体は黄色で表示され、再挿入される露出した燃料集合体は紫で表示される。
【００６６】
Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇ６１７見出しの下で、装荷マップエディタは、対称性ボタン「１」、「２」、「４」、および「８」を含む。先の図６で述べたように、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択された原子炉について所望の炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無しなど）を既に選択してしまっていてもよい。しかし、Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇツール６１７は、ユーザが、所与の集合体位置６１２について、すなわち、燃料集合体位置６１２によって、対称性を選択することを可能にする。
【００６７】
Ｎｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅツール６１８は、Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン６１９およびＭａｎｕａｌボタン６２０を含む。自動ナンバリングと手動ナンバリングとの間の選択は、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５またはＦｒｅｓｈボタン６１４が選択されたときに許可されるだけであり、Ｌｏｃｋｅｄボタン６１６が選択される場合には、一般に、適用されない。
【００６８】
Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン６１８が選択されると、装荷マップエディタ６０１は、露出した燃料集合体のカウントを維持し、カウントに１を加えた値を、再挿入燃料集合体カテゴリを割り当てられた次の燃料集合体位置６１２に割り当てる。割り当てられた値は、燃料集合体位置６１２の底部に表示される。装荷マップエディタ６０１は、新しい集合体型のカウントも維持し、そのため、燃料集合体位置６１２が割り当てられると、上記でＮと呼ばれる、新しい集合体カテゴリカウントに１を加えた値が、その位置に割り当てられる。「Ｆ」および「Ｎ」の値は、新しい燃料集合体位置の底部に表示される。
【００６９】
Ｍａｎｕａｌボタン６１９が選択されると、装荷マップエディタは、再挿入燃料集合体カテゴリに割り当てられた燃料集合体位置６１２の番号のカウントを維持するが、番号を燃料集合体位置６１２に割り当てない。代わりに、ユーザは、燃料集合体位置６１２にカーソルを位置決めし、番号を手動で入力してもよい。
【００７０】
各集合体位置６１２において割り当てられた番号は、露出した燃料集合体の属性に基づいて、露出した燃料集合体を装荷する順序を指示する割り当てられた優先度を表す。属性は、Ｋインフィニティ（燃料集合体のエネルギー含有量のよく知られている尺度である）、集合体の露出（集合体内で、ウランのメトリックトンにつきメガワット日で蓄積される）、および集合体の滞留時間（集合体が、原子炉炉心内にどれだけ長く滞留したかである）などを含むが、それに限定されない。１つの例示的な実施形態では、再挿入される燃料集合体位置に関連する色調は、関連する優先度に関連して（明るく、または、暗く）変わる。
【００７１】
装荷マップエディタ６０１はまた、ｖｉｅｗメニュー６１０を介していくつかの閲覧オプションを、また、ｚｏｏｍスライドボタン６２１を提供する。ｚｏｏｍスライドボタン６２１をクリックし、左および右にドラッグすることによって、ｚｏｏｍスライドボタン６２１を調整することは、表示される燃料集合体フィールド６１１のサイズを減少させ、増加させる。ｖｉｅｗメニュー６１０の下で、ユーザは、テンプレートの単一クアドラントまたはテンプレートの全炉心ビューを閲覧するオプションを有する。さらに、ユーザは、いくつかのテンプレート属性が表示されるかどうかを制御することができる。具体的には、ｖｉｅｗメニュー６１０は、装荷テンプレート内に、制御羽根、集合体座標、炉心座標などを表示するオプションを含む。
【００７２】
先に説明したように、新しいテンプレートを作成する代わりに、以前に作成されたテンプレートが閲覧されてもよく、任意選択で、ｅｄｉｔボタン６０９を使用して編集されてもよい。ｆｉｌｅメニュー６０８を使用して、ユーザは、「オープン」オプションを選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、燃料装荷テンプレートデータベース２５６に記憶されたアクセス可能なテンプレートを表示する。ユーザは、その後、たとえば、アクセス可能なテンプレートの１つの上でクリックすることによって、アクセス可能なテンプレートを選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、選択されたテンプレートを表示するであろう。
【００７３】
ユーザは、その後、選択されたテンプレートを編集してもよい。たとえば、所与の選択されたテンプレートについて、ユーザは、テンプレートにとって望ましい新しい燃料集合体と露出した燃料集合体を選択して、試験原子炉炉心設計を生成してもよい。こうして、装荷マップエディタ６０１は、１つまたは複数の燃料プール内にその時滞留する新しい燃料集合体と露出した燃料集合体を再装荷するオプションをユーザに可能にする。利用可能な燃料プールインベントリ内に存在するこれらの露出した燃料集合体の１つまたは複数は、たとえば、燃料プールデータベース２５８からユーザによってアクセスされてもよく、新しい燃料集合体の１つまたは複数は、新しい燃料集合体設計データベース２５２からアクセスされてもよい。
【００７４】
先に説明したように、装荷マップエディタ６０１を使用して燃料装荷テンプレートにアクセスし、テンプレートを作成し、かつ／または、編集した後に、ユーザは、その後、テンプレートを使用して、装荷マップを作成してもよい。ｆｉｌｅメニュー６０８から、ユーザは、「装荷オプション」を選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、テンプレートアクセスウィンドウ、テンプレート情報ウィンドウ、再装荷ウィンドウ、および装荷フレッシュウィンドウを含む装荷スクリーンを表示する。テンプレートアクセスウィンドウは、装荷テンプレートデータベース２５６に記憶された装荷テンプレートを選択するためのドロップダウンメニューをユーザに提供する。テンプレート情報ウィンドウは、装荷テンプレートにおける、新しい集合体型の番号、再挿入される（露出した）燃料集合体位置の番号、およびロックされた集合体位置の番号などの、選択された装荷テンプレートについての要約情報を表示する。要約情報はまた、装荷マップを作成する際にその場で付加される、新しい集合体型の番号および再挿入される（露出した）燃料集合体の番号を指示してもよい。
【００７５】
図８は、装荷マップエディタ６０１によって表示される再装荷ウィンドウを示すスクリーンショットである。ウィンドウは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２およびｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｐｏｏｌ表６２４に分割される。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、（１）ロックされた燃料集合体位置６１２内の燃料集合体を除く、評価される原子炉の燃料テンプレート内にその時存在する露出した燃料集合体、および、（２）この原子炉および他の原子炉についての、１つまたは複数の燃料プール内の燃料集合体インベントリを列挙する。よく知られているように、原子炉から取り除かれる露出した燃料集合体は、燃料プールとして知られるものの中に記憶される。同じサイトに位置する２つ以上の原子炉炉心からの燃料集合体は、同じ燃料プールに記憶されてもよい。
【００７６】
ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、その通し番号と集合体名（ＢＮａｍｅ）でそれぞれの露出した燃料集合体を列挙する。各燃料集合体は、品質保証の観点から集合体のトレーサビリティを保証するのに使用される一意の通し番号を割り当てられる。集合体名は、燃料集合体製造ライン、ならびに、ウランおよびガドリニア装荷などの核特性を特定するのに使用される文字列識別子である。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２はまた、Ｋインフィニティ、露出、および、集合体が、その間、炉心内に存在した最後の燃料サイクル数などの、列挙された、それぞれの露出した燃料集合体の１つまたは複数の属性を列挙する。露出した燃料集合体についてのさらなる属性は、１）集合体製造ライン、２）最初のウラン装荷、３）最初のガドリニウム装荷、４）軸方向ゾーンの数、５）集合体が、その間、炉心内に存在した最も最近より前の履歴の燃料サイクル数、６）履歴の燃料サイクルのそれぞれについて、燃料集合体が、そこに存在した対応する原子炉、７）累積した滞留時間、および、８）燃料集合体の来歴、連続した原子炉運転についての集合体の使用可能性を反映するパラメータを含んでもよい。
【００７７】
燃料集合体の来歴は、多数の因子から決定され、主要な因子は、目視によるか、または、ある他の非破壊試験手法による、その時の故障した燃料集合体、または、将来の故障に対する集合体の脆弱性を検出するように設計された燃料の検査である。故障メカニズムは、腐食、デブリの衝突、および燃料集合体の機械的曲がりのような項目を含む。来歴に影響を及ぼす別の因子は、燃料集合体の潜在的な再構築であり、再構築は、損傷を受けた燃料ロッドを、ウラン含有燃料ロッド、または、別法として、以降で「ファントム」ロッドと呼ばれる、ウランでないものを含有するロッド（たとえば、ステンレス鋼）であってよい置換えロッドと置き換えることを含む補修プロセスである。来歴属性は、ウランロッドおよびファントムロッドを用いて再構築されることについて、それぞれ、「ＲＵ」および「ＲＰ」、また、腐食、デブリ、および曲がりによって損傷を受けることについて、それぞれ、「ＤＣ」、「ＤＤ」、および「ＤＢ」である。「ブランク」来歴属性は、損傷を受けず、使用可能であった集合体を示す。
【００７８】
ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２によって提供されるものと同じ情報を、各燃料集合体について提供する。さらに、ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、装荷テンプレートで述べた、各燃料集合体グループについての優先度番号６２６を指示する。図８は、最も高い優先度（１）の再挿入される燃料集合体の位置（複数可）は、４つの燃料集合体のグループであり、次に高い優先度（２）の再挿入される燃料集合体（複数可）は、８つの燃料集合体のグループであることを示す。
【００７９】
ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、燃料集合体を、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２からｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４へ移動させることによってポピュレートされる。再装荷ウィンドウは、さらに、ユーザが、燃料集合体を選択し、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２からｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｐｏｏｌ表６２４へ移動させるのを補助するためのツールのセット６３０を含む。ツールのセット６３０は、フィルタツール６３２、右移動ツール６３４、左移動ツール６３６、および削除ツール６３８を含んでもよい。ツール６３４、６３６、および６３８は、１つまたは複数の集合体をハイライトさせ、右移動ツール６３４（または、左移動ツール６３６）上をクリックすることなどによって、ユーザが、燃料集合体を、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２とｒｅｌｏａｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４との間で移動させることを可能にし、それにより、選択された燃料集合体が、ｒｅｌｏａｄ ｐｏｏｌ表６２４（または、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２）内の、ポピュレートされていない最も高い優先度の燃料集合体の位置をポピュレートする。削除ツール６３８は、ユーザが、表６２２、６２４の一方の１つまたは複数の燃料集合体を選択し、その後、削除ツール６３８をクリックして、表から選択された燃料集合体を削除することを可能にする。
【００８０】
図９は、フィルタツール６３２を示すスクリーンショットである。ユーザは、図９に示すように、フィルタツール６３２上をクリックして、フィルタウィンドウ６４０を開く。フィルタウィンドウは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２で列挙された同じ属性を列挙し、ユーザが、属性に関連する選択ボックス６４２内をクリックすることによって、属性に基づいてフィルタリングすることを指示することを可能にする。属性が選択されると、関連する選択ボックス６４２内にチェックが表示される。ユーザはまた、関連する選択ボックス内を再びクリックすることによって、属性を選択しなくてもよい。この場合、チェックマークは、除去されるであろう。利用可能な燃料プールに記憶された露出した集合体は、ユーザによって、燃料プールデータベース２５８からアクセスされて、フィルタツール６３２による最終的なフィルタリングのために、図８の適切な表をポピュレートしてもよいことが注目に値する。
【００８１】
各属性について、フィルタウィンドウ６４０は、属性に関連する１つまたは複数のフィルタ特性を表示してもよい。Ｋインフィニティ属性の場合、ユーザは、以上、以下、または、等しいフィルタオペレータ６４４を選択し、フィルタオペレータ６４４に関連するフィルタ量６４６を入力してもよい。図９に示すように、ユーザは、Ｋインフィニティに基づいてフィルタリングするように選択し、以上のフィルタオペレータを選択し、１．２のフィルタ量を入力した。
【００８２】
結果として、装荷マップエディタ６０１は、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２内の燃料集合体をフィルタリングして、１．２より大きなＫインフィニティを有する燃料集合体だけを表示するであろう。別の例として、ボックス６４２内の露出属性もまた、関連するフィルタオペレータおよびフィルタ量を有する。
【００８３】
サイクル属性の場合、フィルタウィンドウは、サイクル数を選択するためのドロップダウンメニューを提供する。図９は、サイクル属性についてドロップダウンメニューから選択されたサイクル２および４を示す。結果として、装荷マップエディタは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をフィルタリングして、その最も最近の滞留が、サイクル２またはサイクル４であった燃料集合体だけを表示する。
【００８４】
同様に、ユーザは、その来歴、製造ラインなどに基づいて集合体をフィルタリングするように選択してもよい。フィルタリング用の属性が選択され、フィルタ特性が入力されると、ユーザは、ＯＫ選択ボックス上をクリックすることによって、装荷マップエディタ６０１が、この情報に基づいてｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をフィルタリングするようにさせる。あるいは、ユーザは、ＣＡＮＣＥＬ選択ボックス上をクリックすることによって、フィルタ操作を取り消してもよい。
【００８５】
ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２はまた、表に列挙された燃料集合体をフィルタリングするフィルタリングメカニズムを提供する。ユーザは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２内の属性ヘッディング上をクリックすることによって、属性の昇順または降順でｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をソーティングしてもよい。ユーザが、属性上をクリックすると、装荷マップエディタは、オプション「Ｓｏｒｔ Ａｓｃｅｎｄｉｎｇ」および「Ｓｏｒｔ Ｄｅｓｃｅｎｄｉｎｇ」を有するポップアップメニューを表示する。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、その後、ユーザがクリックしたオプションに基づいて属性の昇順または降順でフィルタリングされる。
【００８６】
図１０は、新しい集合体を燃料テンプレート内に装荷するための、装荷マップエディタ６０１によって表示される装荷フレッシュウィンドウを示すスクリーンショットである。ウィンドウは、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０およびｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０に分割される。ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０は、利用可能な新しい燃料集合体型を列挙し、それぞれの新しい燃料集合体型をその集合体名で列挙する。集合体名は、燃料集合体製造ライン、ならびに、ウランおよびガドリニア装荷などの核特性を特定するのに使用される文字列識別子である。
【００８７】
ｆｒｅｓｈ ｆｕｅｌ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０はまた、Ｋインフィニティ、燃料集合体製造ライン、平均ウラン−２３５濃縮、燃料集合体に含有されるガドリニア可燃性ポイズンの（総燃料重量の関数としての）パーセンテージ、ガドリニア含有燃料ロッドの数、および軸方向ゾーン（軸方向ゾーンは、軸方向に沿って均質な集合体の断面スライスによって画定される）の数などの、列挙されたそれぞれの新しい燃料集合体型の１つまたは複数の属性を列挙する。新しい集合体の他の属性は、種々の集合体露出値について計算された、Ｒ因子およびローカルピーキング、などの予測される熱挙動についてのパラメータを含んでもよい。Ｒ因子は、限界パワー比（ＣＰＲ）への入力として使用され、燃料ロッドパワーの重み付き軸方向積分によって求められる。ローカルピーキングは、燃料ロッドピークペレットおよび被覆管温度の尺度である。
【００８８】
ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０によって提供されるものと同じ情報を各燃料集合体について提供する。さらに、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、装荷テンプレート内の新しい集合体の各型についての型番号６６２、および、装荷テンプレート内のその型の新しい燃料集合体の数を指示する。図１０は、新しい燃料集合体位置（複数可）の最初の型が、４つの燃料集合体のグループであり、新しい燃料集合体（複数可）の次の型が、８つの燃料集合体のグループであることを示す。
【００８９】
図８と同様に、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、燃料集合体を、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０からｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０へ移動させることによって、連続してポピュレートされる、かつ／または、更新されてもよく、また、上述したように、ユーザが、燃料集合体を選択し、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０からｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０へ移動させるのを補助するための、図８で述べたツール６３０、すなわち、フィルタツール６３２（新しい燃料集合体設計データベース２５２からアクセスされる新しい燃料集合体をフィルタリング除去してもよい）、右移動ツール６３４、および、削除ツール６３８を含む。装荷マップエディタ６０１はまた、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２がソーティングされるのと同じ方法で、属性の昇順または降順でｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０をフィルタリングすることを実現する。
【００９０】
先に詳細に述べたツールを使用して、再挿入される（露出した）燃料集合体および新しい燃料集合体の位置６１２が満たされると、ユーザは、装荷スクリーンに表示される「ｐｏｐｕｌａｔｅ」ボタン上をクリックして、装荷マップが表示されてもよい。ユーザは、その後、ｆｉｌｅメニュー６０８内の「Ｓａｖｅ」または「Ｓａｖｅ Ａｓ」オプションを使用することによって作成された装荷マップをセーブしてもよい。
【００９１】
この時点で、ユーザは、ここで、パワー増強運転に適した炉心設計を達成しようとして設定された全ての制約または限界を満たす増強炉心設計を決定するための、複数の自動化ツールを使用して評価される初期試験炉心設計を生成した。自動化ツールを使用した評価のために試験炉心設計を装荷するために、ユーザは、ｌｏａｄボタンをクリックし、新しい燃料型についてのＩＤプレフィクスを入力するだけである。試験炉心設計は、いつでも評価できる。
＜ブロック７００−自動化ツール＞
初期試験炉心設計について、原子炉炉心設計が、パワー増強のための全ての限界および／または制約を満たすと判定されるまで、ユーザは、試験炉心設計において、ロッドパターン、炉心装荷パターン、および／または、独自の新しい燃料集合体型の１つまたは複数を修正してもよい。以下で説明されるであろうが、各自動化ツールは、パワー増強のための所望の炉心設計を達成するために、試験炉心設計に対して行う必要がある修正を用いて、ユーザまたは設計者を支援する関連する手順上の推奨を提供してもよい。
【００９２】
各自動化ツールについて、選択されるかまたは修正されたロッドパターン設計（修正ロッドパターンツールオプション用）、選択されるかまたは修正された炉心装荷パターン（炉心装荷設計ツール）、および新しい燃料集合体型の選択された独自のサブセット（Ｎストリーミングツール）のうちの１つを用いて試験炉心設計のシミュレーションが実施されることになる。換言すれば、各ツールは、ブロック６００の機能から出力された試験炉心設計において配置するための、それぞれの所望の、初期試験ロッドパターン設計、炉心装荷パターン設計、および／または、独自の新しい燃料集合体型を確立するであろう。自動化ツールのそれぞれについて、（入力ブロック５００にて）評価されるプラントは、既に選択されており、限界が設定されている。初期試験炉心設計は、ブロック６００の出力において装荷されたため、自動化ツールはそれぞれ、以下でより詳細に述べるように呼び出されてもよい。
【００９３】
各自動化ツールについて、試験炉心設計について設定された、対応する所与の試験ロッドパターン、炉心装荷パターン、または独自の新しい燃料集合体型に基づいて、シミュレーション結果が、限界と比較され、比較に関連するデータが、１つまたは複数のグラフィックページまたはテキストページの形態でユーザに提供される。このデータは、シミュレーション中に違反された限界を指示し、また、炉心設計で使用されるロッドパターン、炉心装荷パターン、および／または独自の新しい燃料集合体型に関して何を修正すべきかに関するフィードバックをユーザに提供する手順上の推奨と共に使用されてもよい。
【００９４】
先に説明したように、これらのツールは、順次に呼び出されてもよく（すなわち、修正炉心パターンツールは、許容可能なロッドパターンおよび新しい燃料集合体設計が、ロッドパターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールから修正炉心パターンツールへ入力される状態で、また、その逆の状態で反復されてもよい）、または、別の例のツールは、互いに独立に反復されてもよく、また、派生した炉心設計が、パワー増強運転のための設計を改良するために、他の２つのツールによって、順次に、または、再び独立に評価されるときに、（目的関数値によって指示される）最良の設計が、役立ってもよい。
＜修正ロッドパターンツール＞
上記ブロック６００で生成される初期試験炉心設計は、パワー増強運転のための所望のロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、または、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を持たない場合がある。これは、所与の試験原子炉炉心設計のシミュレーションの結果を評価することによって決定されてもよく、所与の試験原子炉炉心設計は、入力ブロック５００で設定された限界（パワー増強運転についての限界を含む）を基準にした比較のためのシミュレーション結果を生成するために、試験ロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、ならびに、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を装荷され、その後、炉心シミュレーションソフトウェアを使用してシミュレートされる。相応して、ブロック６００によるが、初期試験ロッドパターン設計を含む所与の試験原子炉炉心設計のシミュレーションが、実施される必要があるであろう。
【００９５】
試験炉心設計においてロッドパターンを修正するロッドパターンツールおよびルーチンの実施は、Ｒｕｓｓｅｌｌ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／３２１，４４１号に記載される。一般に、ユーザは、適当なディスプレイ上でユーザが再検討するために、ＧＵＩ２３０を介し、また、処理パワー（ユーザのローカルコンピュータ、アプリケーションサーバ２００、および／または、計算サーバ４００など）によって、ロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を仮想的に修正する修正ロッドパターンツールを実施する。修正ロッドパターンサブルーチンの反復はまた、試験原子炉炉心設計が、パワー増強運転のための要件を満たすために満たす必要があるユーザが入力した限界または制約を、提案されたロッドパターン設計解が、どれほど厳密に満たしているかに基づいてユーザにフィードバックおよび／または手順上の推奨を提供してもよい。
【００９６】
修正ロッドパターンツールを記述する段階および図の多くは、炉心装荷パターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールについてと同じであることが注目に値する。相応して、修正ロッドパターンツールを記述する図のいくつかは、炉心装荷パターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールの説明で参照され、簡潔にするために、その差だけが述べられる。
【００９７】
図１１は、本発明の例示的な実施形態による、修正ロッドパターンツールの実施態様を示すフローチャートである。図１１は、例示的な沸騰水型原子炉についてロッドパターン設計を決定する観点で述べられ、方法は、ＰＷＲ、ガス冷却型原子炉、および重水型原子炉に適用可能であってよいことが理解される。
【００９８】
図１１を参照すると、原子炉プラントは、段階Ｓ５にて、原子炉プラントが、評価のために選択され、選択されたプラントの試験ロッドパターン設計についてのシミュレーションで使用される限界が定義される（段階Ｓ１０）。これらの段階は、入力ブロック５００の機能によって、以前に実施されているが、明確にするために、本明細書では再反復される。限界に基づいて、制御メカニズム移動（たとえば、制御羽根ノッチ位置、制御ロッド位置など）についてのシーケンス方策（初期ロッドパターン設計）が確立される（段階Ｓ２０）。原子炉運転は、選択されたロッドパターン設計を有する全体の試験炉心設計に関して、または、複数のシミュレートされた結果を生成するために、たとえば、原子炉炉心内の燃料集合体のサブセットであってよい、試験ロッドパターン設計のサブセットに焦点を当てて、シミュレートされてもよい（段階Ｓ３０）。
【００９９】
シミュレートされた結果は、限界と比較され（段階Ｓ４０）、比較に基づいて、限界が違反されたかどうかを示すデータが提供される（段階Ｓ５０）。データはまた、シミュレートされた炉心内のどのロケーションが、最大の違反者か、または、限界違反に対する最大の寄与者であったかの指示をユーザに提供する。これらの段階はそれぞれ、以下でさらに詳細に述べられる。
【０１００】
プラントが選択されると、プラント構成ウェブページにアクセスするためのＧＵＩ２３０を使用して、以前の試験ロッドパターン（シーケンス方策）を入力することによって、初期ロッドパターン設計が選択されてもよい。たとえば、ウェブページは、後続のシミュレーションで評価するために、「モデルサイズ」、たとえば、４分の１炉心、半炉心、または全炉心をユーザが選択することを可能にしてもよい。さらに、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択されたモデルサイズについて炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無し）を選択してもよい。ある例では、この炉心対称性オプションは、既に実施されており、たとえば、図６で明らかである。
【０１０１】
図５で先に示したように、シミュレーションに対する入力変数に関する限界およびシミュレーション結果に関する限界として構成されてもよいクライアント入力のプラント固有の制約は、シミュレーションのために既に設定されている。試験ロッドパターン設計の１つまたは複数のサブセットを位置決めするための、シーケンス方策（ブロック６００から出力される試験原子炉炉心設計についての試験ロッドパターン設計）は、限界に基づいて確立される（段階Ｓ２０）。たとえば、評価される原子炉が、沸騰水型原子炉である実施形態では、限界は、許容可能な制御羽根の位置および継続時間を確立するのに役立つ。
【０１０２】
制御羽根テーマは、ユーザが、初期シーケンス方策を決定するのを補助するために、許容可能な羽根対称性と共に定義される。典型的なＢＷＲ運転では、たとえば、制御羽根は、４つのグループの羽根（「Ａ１」、「Ａ２」、「Ｂ１」、および「Ｂ２」）に分割されてもよい。羽根をこれらの羽根グループに割り当てることによって、ユーザは、容易に、所与のシーケンス内で許容される羽根だけを特定することができる。その結果、望ましくない解をもたらすことになる望ましくない羽根は、使用されないようにされる。制御羽根テーマは、各露出について特定されるため、満足のいく羽根定義が強制されてもよい。
【０１０３】
制御羽根テーマおよび羽根対称性を定義することによって、ユーザは、制御羽根テーマ内で単一の羽根位置を特定する必要があるだけであり、他の対称性のある制御羽根が、相応して続くであろう。そのため、グラフィックエリアは、冗長な制御羽根ロケーション情報で混乱しない。さらに、シーケンス方策を自動化することは、違法な制御羽根位置エラーが起こることを防止する。
【０１０４】
ユーザは、サイクルの開始（ＢＯＣ）からサイクルの終了（ＥＯＣ）までに、全てのシーケンスを特定すること、および、初期ロッドパターン決定に進む。図１２は、制御羽根シーケンスがどのように入力されるかを示すスクリーンショットである。１２１７のｂｌａｄｅ ｇｒｏｕｐという名称の欄は、たとえば、ユーザが、どんなユーザ制約が、既に入力されたかに基づいてシーケンス方策を調整するか、または、設定することを可能にする。図１２では、１２１１のｅｘｐｏｓｕｒｅ段階、１２１３のｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｔｙｐｅ、１２１５のｄｅｔａｉｌｅｄ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎ、１２１７のｂｌａｄｅ ｇｒｏｕｐ、および他の適切な運転パラメータを設定した。
【０１０５】
限界が定義され、シーケンス方策（試験原子炉炉心設計についての初期試験ロッドパターン）が確立されると、シミュレーションが始動される（段階Ｓ３０）。シミュレーションは、計算サーバ４００によって実行されてもよい。しかし、シミュレーションは、構成１０００の外部で実行される３Ｄシミュレーションプロセスであってよい。ユーザは、ＰＡＮＡＣＥＡ、ＬＯＧＯＳ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ、ＰＯＬＣＡ、または任意の他の知られているシミュレータソフトウェアなどの、よく知られている実行可能な３Ｄシミュレータプログラムを採用してもよく、３Ｄシミュレータプログラムでは、適切なシミュレータドライバが、知られているように、定義されコード化される。計算サーバ４００は、ＧＵＩ２３０を介したユーザによる入力に基づいて、これらのシミュレータプログラムを実行してもよい。
【０１０６】
ユーザは、ＧＵＩ２３０を使用して、３Ｄシミュレーションをいつでも始動してもよく、また、シミュレーションを始動させる多くの異なる手段を有してもよい。たとえば、ユーザは、ウィンドウドロップダウンメニューから「ｒｕｎ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ」を選択してもよく、または、知られているウェブページのタスクバー上の「ＲＵＮ」アイコン上をクリックすることができる。さらに、ユーザは、シミュレーションのグラフィック更新またはステータスを受け取ってもよい。シミュレーションに関連するデータは、リレーショナルデータベース２５０内の待ち行列データベース２５３内で待ち行列に入れられてもよい。シミュレーションが待ち行列に入れられると、ユーザは、知られているように、シミュレーションがいつ終了したかに関する可聴指示および／または視覚指示を有してもよい。
【０１０７】
ユーザがシミュレーションを始動すると、多くの自動化段階が続く。図１３は、シミュレーション段階Ｓ３０をさらに詳細に示すフローチャートである。最初に、選択されたロッドパターン設計問題に関する試験炉心設計についての全ての定義が、３Ｄ原子炉炉心シミュレータ用の３Ｄ命令セット（たとえば、コンピュータジョブ）に変換される（段階Ｓ３１）。これは、ユーザが、上述したような、いくつかのタイプのシミュレータの好みを有することを可能にする。特定のシミュレータの選択は、ユーザによって入力されたプラント基準（たとえば、限界）に依存してもよい。コンピュータジョブは、各リレーショナルデータベースサーバ２５０の待ち行列データベース２５３内で、いつでも待ち行列に入れられることができる（段階Ｓ３３）。特定のシミュレーションについてデータを記憶することは、任意の潜在的なシミュレーション反復が、最後の、または、以前の反復から開始することを可能にする。このデータを記憶し、取り出すことによって、ロッドパターン設計に対するさらなるシミュレーション反復は、実施するのに何分かまたは何秒かかかるだけである。
【０１０８】
同時に、利用可能な計算サーバ４００のそれぞれの上で実行されるプログラムは、実行すべき利用可能なジョブを探索するために、数秒ごとにスキャンする（段階Ｓ３７）。ジョブがいつでも実行できる場合、計算サーバ４００の１つまたは複数は、待ち行列データベース２５３からデータを取得し、適切な３Ｄシミュレータを実行する。上述したように、１つまたは複数のステータスメッセージが、ユーザに表示されてもよい。シミュレーションが終了することによって、対象となる全ての結果が、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の１つまたは複数のサブルーチンデータベース（たとえば、シミュレーション結果データベース２５５）に記憶されてもよい。相応して、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、試験ロッドパターン設計について目的関数値を計算するためにアクセスされてもよい。
【０１０９】
図１４は、図１１の比較段階をさらに詳細に示すフロー図である。目的関数は、計算サーバ４００がアクセスするために、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されてもよい。目的関数値を提供する目的関数計算は、サブルーチン目的関数値データベース２５７などの、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されてもよい。図１４を参照すると、目的関数計算への入力は、限界データベース２５１からの限界およびシミュレータ結果データベース２５５からのシミュレーション結果を含む。相応して、１つまたは複数の計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０からこのデータにアクセスする（段階Ｓ４１）。
【０１１０】
本発明の例示的な実施形態は、利用することができる任意の数の目的関数フォーマットを想定するが、１つの例は、３つの成分、すなわち、「ＣＯＮＳ」として表現される特定の制約パラメータ（たとえば、原子炉プラントパラメータについての設計制約）についての限界、「ＲＥＳＵＬＴ」として表現される、その特定の制約パラメータについての３Ｄシミュレータからのシミュレーション結果、および、「ＭＵＬＴ」で表現される、制約パラメータについての乗法因子を有する目的関数を含む。定義済のＭＵＬＴのセットは、たとえば、ＢＷＲプラント構成の大きな集合から経験的に決定されてもよい。これらの乗法因子は、原子炉エネルギー、反応性限界、および熱限界が、適切な順序で決定されることを可能にする値に設定されてもよい。相応して、本発明の方法は、３０を越える異なる炉心設計に適用することができる、経験的に決定された乗法因子の汎用セットを利用する。しかし、ＧＵＩ２３０は、乗法因子の手作業による変更を可能にし、このことは、ユーザの好みが、一定の制約が、プリセットされたデフォルトによって特定される乗法因子よりも大きな乗法因子によって「ペナルティを課される」ことを望む場合がある点で重要である。
【０１１１】
目的関数値は、それぞれの個々の制約パラメータについて、また、全体として全ての制約パラメータについて計算されてもよく、全ての制約パラメータは、試験原子炉炉心設計の特定の試験ロッドパターン（あるいは、以下で説明されるように、試験炉心設計についての、特定の炉心装荷パターンまたは１つまたは複数の（Ｎ個の）独自の新しい燃料集合体型）において評価されるものの実体を表す。目的関数の個々の制約成分は、式（１）に記述されるように計算されてもよい。
【０１１２】
【数１】
…（１）
ここで、「ｐａｒ」は、図５に列挙するクライアント入力の制約のいずれかであってよい。これらのパラメータは、評価用の潜在的な候補であることができる唯一のパラメータではなく、原子炉についての適切な炉心構成を決定するのに一般に使用されるパラメータである。総合の目的関数は、全ての制約パラメータの和、すなわち、
【０１１３】
【数２】
…（２）
であってよい。
【０１１４】
式１を参照すると、ＲＥＳＵＬＴがＣＯＮＳより小さい（たとえば、制約についての違反が存在しない）場合、差は、ゼロにリセットされ、目的関数は、ゼロになるであろう。相応して、ゼロの目的関数値は、特定の制約が違反されなかったことを指示する。目的関数の正値は、補正を必要とする場合がある違反を表す。さらに、シミュレーション結果は、特別な座標（ｉ，ｊ，ｋ）および時間座標（露出段階）（たとえば、炉心−エネルギーサイクルの特定の時間）の形態で提供されてもよい。したがって、ユーザは、問題が、どの時間座標（たとえば、露出段階）に位置するかを見ることができる。そのため、ロッドパターン（または炉心装荷パターンまたは独自の新しい燃料集合体型パターン）は、特定された露出段階においてだけ修正される。
【０１１５】
さらに、目的関数値は、各露出段階の関数として計算され（段階Ｓ４３）、全体の設計問題について総合されてもよい。各制約について計算された目的関数値および露出段階当たりの目的関数値は、総合目的関数値に対する所与の制約のパーセンテージ寄与を提供するために、各目的関数値を正規化する（段階Ｓ４５）ことによって、さらに調査されてもよい。目的関数計算のそれぞれの結果または値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のサブルーチン目的関数値データベース２５７に記憶される（段階Ｓ４７）。
【０１１６】
目的関数値は、試験炉心設計について所望の炉心パターンを手作業で決定する際に利用されてもよい。たとえば、目的関数計算の値は、限界に違反するパラメータを決定するために、ユーザによってグラフィカルに閲覧されてもよい。さらに、試験炉心設計におけるロッドパターン設計の変更についての首尾よい反復にわたる目的関数値の変化は、提案された設計の改善度および有害度を推定する基準（ｇａｕｇｅ）をユーザに提供する。
【０１１７】
いくつかの反復にわたる目的関数値の増加は、ユーザの変更が、所望の解から離れていくロッドパターン設計（したがって、パワー増強炉心設計）を作成していることを指示し、一方、目的関数値がより小さい（たとえば、目的関数値が、正値からゼロの方へ減少する）連続した反復は、反復式設計の改善を指示する場合がある。連続する反復にわたる、目的関数値、限界、およびシミュレーション結果は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の種々のサブルーチンデータベースに記憶されてもよい。したがって、万一、後の変更が役立たないことがわかった場合、過去の反復からの設計が、迅速に取り出されてもよい。
【０１１８】
図１５は、目的関数計算の終了後の再検討のためにユーザに利用可能な例示的なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。目的関数計算の終了によって、ユーザは、目的関数計算に関連するデータを提供されることができ、データは、評価された試験ロッドパターンを用いて構成された試験原子炉炉心設計のシミュレーション中に違反された限界を含んでもよい。
【０１１９】
図１５を参照すると、入力制限値を表すことができる制約パラメータのリスト、および、制約ごとの目的関数値計算のそれぞれの値が表示されている。図１５は、たとえば、チェックボックス１５０５によって指示されるように、ボックス内のチェックによって、限界が違反されたことを示す。さらに、各限界違反について、（図１４に関して述べた計算および正規化ルーチンに基づいて）その寄与率およびパーセント（％）寄与率が表示される。相応して、このデータに基づいて、ユーザは、その後の反復について、ロッドパターン設計に対してどの修正を行うことが必要とされるかについて推奨を提供されてもよい。
【０１２０】
個々のロッドパターン修正は、あるいは、ユーザの好みに委ねられてもよいが、手順上の推奨は、たとえば、プルダウンメニューの形態で提供されてもよい。これらの推奨は、４つのカテゴリ、すなわち、エネルギーにとって有益な移動、反応性コントロール、エネルギーにとって有害な移動、および（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換に分割されてもよい。先に説明したように、１つの技法は、エネルギーにとって有害な移動ではなくエネルギーにとって有益な移動を使用して問題に対処することである。ロッドパターン設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換することを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、ロッドパターンを修正する上記手順上の推奨を表すことができる。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・羽根の上部からのピーキングがある場合、羽根をより深く挿入せよ
・ＥＯＣにおいて、ＮＥＸＲＡＴ（たとえば、熱マージン制約）問題がある場合、サイクルの早期に羽根をより深く挿入せよ
・中間サイクル中にｋＷ／ｆｔピーキングがある場合、サイクルの早期に深いロッドをより深く押し込め（ｄｒｉｖｅ）
＜反応性コントロール＞
・シーケンス中に流量が高過ぎる場合、深いロッドを引っ張れ
・シーケンス中に流量が低過ぎる場合、ロッドをより深く押し込めよ
エネルギーにとって有害な移動
・シーケンス中に炉心の底部においてピーキングがある場合、局所的なエリアに浅い羽根を挿入せよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて、余分のＭＦＬＣＰＲマージンがある場合、サイクルの早期に羽根をより深く押し込め
・ＥＯＣにおいて、余分のｋＷ／ｆｔマージンがある場合、サイクルの早期に羽根をより深く押し込め
・ＥＯＣにおいて、炉心の中心に余分のＭＦＬＣＰＲマージンがある場合、サイクルの早期に中心のロッドをより深く押し込め
ロケーションおよび目的関数によって指示される、限界違反の時間露出に基づいて、ユーザは、制約違反に対処し、調整する（ｆｉｘ）ために、上記推奨の１つまたは複数に恐らく従ってもよい。
【０１２１】
目的関数計算から得られるデータは、適当なディスプレイデバイス上で解釈されてもよい。たとえば、このデータは、図１５に関して述べたように、違反者が表示された状態の制約のリストとして表示されてもよい。しかし、ユーザは、たとえば、２次元ビューまたは３次元ビューとして構成可能であることができる多数の異なる「結果」表示スクリーンにアクセスしてもよい。以下の表１は、ユーザが利用可能な例示的なビューの一部を列挙する。
【０１２２】
【表１】
図１６、１７Ａ、および１７Ｂは、本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。図１６を参照すると、ユーザは、一定の制約またはパラメータのビューを表示するために、タスクバー上の「ｖｉｅｗ」アイコンから適当なドロップダウンメニューをプルダウンしてもよい。図１６に示すように、ユーザは、ＭＦＬＰＤ（限界パワー密度の最大割合 （Ｍａｘｉｍｕｍ Ｆｒａｃｔｉｏｎａｌ Ｌｉｍｉｔｉｎｇ Ｐｏｗｅｒ Ｄｅｎｓｉｔｙ））制約パラメータを選択した。ドロップダウンメニュー１６１０に指示するように、ユーザが利用可能な多数の異なるグラフィックビューが存在する。ユーザは、単に所望のビューを選択し、その後、図１７Ａまたは１７Ｂに示すようなページにアクセスしてもよい。
【０１２３】
図１７Ａは、１７０５と１７１０に見られるように、特定の制約の２つの異なる２次元グラフを示す。たとえば、ユーザは、炉心サイクルにおける特定の露出について、（炉心最大対露出グラフ１７０５およびＭＦＬＰＤの軸方向値対露出グラフ１７１０において）ＭＡＰＬＨＧＲ（最大平均平面熱発生率（Ｍａｘｉｍｕｍ Ａｖｅｒａｇｅ Ｐｌａｎａｒ Ｈｅａｔ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｒａｔｅ））の違反がどこで起こるかを確定ことができる。これらの制約についての限界は、ライン１７２０および１７２５で示され、違反は、全体が、図１７Ａの１７３０および１７３５で示される。
【０１２４】
図１７Ｂは、ＭＡＰＬＨＧＲ対露出についての最も大きな違反の寄与者が、どこに位置するかを見るために、別のビュー、この場合、炉心の全体の断面の２次元ビューを示す。１７４０および１７５０おいて見られるように、囲った四角形は、炉心内のＭＡＰＬＨＧＲに対する最大の違反寄与者である燃料集合体を表す（たとえば、１７４０および１７５０は、ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体を指す）。これは、ロッドパターン設計内のどの燃料集合体が、修正を必要とするかの指示をユーザに与える。
【０１２５】
図１８Ａおよび１８Ｂは、本発明による、例示的な修正ロッドパターンツールによる、ロッドパターン修正および反復処理段階を記述するフロー図である。図１８Ａを参照すると、段階Ｓ６０にて、データ（たとえば、図１５〜１７Ｂに示し述べたデータなど）を解釈することによって、ユーザは、修正サブルーチンを始動したいと思う場合がある（段階Ｓ７０）。実際に、初期試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計は、許容可能な設計ではないことになり、修正サブルーチンが、恐らく、必要とされるであろう。
【０１２６】
一実施形態では、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンを手作業で命令することができる。別の実施形態では、サブルーチンは、多数のロッドパターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１２７】
ユーザは、表示されたデータに基づいて、いずれかの限度値が、違反されたかどうかを判定する（段階Ｓ７１）。限界が違反されない場合、ユーザは、（パワー増強運転のための）最大パワーの特性が、選択された試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計から得られることを、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。たとえば、これらの識別子は、サイクル延長のためのプルトニウム発生を最大にするために、ロッドを炉心内により深く押し込むことによる、良好な熱マージン（ＭＦＬＣＰＲおよびＬＨＧＲに関するマージンなど）利用の指示を含んでもよい。パワー要件は、最小ＥＯＣ固有値が、サイクル設計について得られる（固有値探索）か、または、所望のサイクル長が、固定ＥＯＣ固有値で決定されるときに満たされることが示されてもよい。選択された試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計から最大パワーが得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が「はい」となる）場合、試験原子炉炉心設計について許容可能な試験ロッドパターンが、決定され、ユーザは、ロッドパターン設計に関連する結果の報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正炉心ツールおよび／または独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で選択されたロッドパターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１２８】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、ロッドパターン設計から、最大パワーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、シーケンス方策の修正が必要とされることを、特性が指示するかどうかを判定する（段階Ｓ７４）。シーケンス方策を修正する必要性を指示する特性は、過剰な制御羽根（制御ロッド）履歴、局所的エリアでのＥＯＣにおける過剰なＭＦＬＣＰＲ、および個々の露出においてＭＦＬＣＰＲを含むことができないことを含んでもよい。さらに、ロッドパターン設計変更のいくつかの反復が試みられ、目的関数に対して実際の改善がなかった場合、これは、代替のロッドパターンシーケンスが、調査される必要があるというさらなる指示である。
【０１２９】
図１９は、ロッドパターンを修正するために、羽根グループを定義するためのスクリーンショットである。相応して、シーケンス方策が、修正を必要とする（段階Ｓ７４の出力が「はい」となる）場合、ユーザは、シーケンス方策を変えることによって、派生したロッドパターン設計を作成する（段階Ｓ７５）。たとえば、また、図１２および図１９を参照すると、ユーザは、羽根のグルーピングを変えるために、運転構成ページ上でｅｄｉｔオプションを選択してもよい（図１２の１２１７を参照されたい）。
【０１３０】
シーケンス方策が、修正される必要があることを指示する特性が存在しない（段階Ｓ７４の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、制御羽根または制御ロッドの位置を変更することによって、派生したロッドパターン（したがって、派生した原子炉炉心設計）を作成するために、試験ロッドパターン設計を修正してもよい。図１２を参照すると、ユーザは、特定の露出について、「ｓｅｔ ｒｏｄｓ」ボックス１２３０をチェックし、ｅｄｉｔアイコン１２３５を選択する。図１９に示すように、これらのオペレーションは、ユーザが、特定のグループの制御羽根のノッチ位置を手作業で変えることを可能にする別の表示をもたらしてもよい。図１９では、セル１９４１で選択された羽根グループ内部Ａ１を有する炉心断面を示す、「Ｄｅｆｉｎｅ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐｓ」スクリーンショット１９４０が示される。ｏｐｔｉｏｎｓプルダウンメニュー１９４２を選択することによって、ユーザは、「Ｓｅｔ Ｂｌａｄｅ Ｃｏｎｓｔｒａｉｎｔｓ」ウィンドウ１９４５と呼ぶ別のウィンドウを表示してもよい。ｍｉｎｉｍｕｍ ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄１９５０は、羽根が、炉心内でどれほど深くまで入ることを許容されるかを特定する。ｍｉｎｉｍｕｍ ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄１９５５は、羽根が、炉心からどれほど遠くまで出ることを許容されるかを特定し、不許可欄１９６０は、この特定のロッドパターン設計について許可されない羽根ロケーションを特定する。例は、沸騰水型原子炉についての制御羽根ノッチ位置だけでなく、加圧水型原子炉内の制御ロッド位置ならびに他の型の原子炉（たとえば、ガス冷却型原子炉、重水型原子炉など）の制御ロッド位置を変更することも制限する。
【０１３１】
試験ロッドパターンが、ロッド位置を変更することによって修正されたか、または、シーケンス方策を変更することによって修正されたかによらず、派生したロッドパターン（したがって、派生した原子炉炉心設計）が全ての限界を満たすかどうかを判定するために、段階Ｓ３０〜Ｓ５０が繰り返される（段階Ｓ７７）。これは、反復プロセスになってもよい。
【０１３２】
図１８Ｂは、本発明の例示的な実施形態による反復プロセスを示す。シミュレートされたそれぞれの派生的ロッドパターン設計について、シミュレートされた結果と限界（たとえば、計算された目的関数値）との比較に関連するいずれかのデータが、限界違反が存在することを依然として指示するかどうかを、ユーザが判定する。指示しない場合、ユーザは、特定の原子炉で使用することができる許容可能なロッドパターン設計を生成しており、許容可能なロッドパターン設計に関連するグラフィック結果にアクセスし（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正炉心ツールおよび／または独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で選択されたロッドパターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１３３】
限界が違反されていることを、反復が依然として指示する（段階Ｓ１６０の出力が「はい」となる）場合、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返される（段階Ｓ１７０）。反復プロセスは、ユーザが、ロッドパターンを微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能なロッドパターン設計から抽出することを可能にする点で、有益である。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早める。図１８Ｂに述べる反復プロセスは、１回に１つのパラメータを変更し、次に、原子炉炉心シミュレーションを実行する従来技術の手作業の反復プロセスを使用して何週間もかかったことと比較して、非常に短い期間で行われてもよい。
【０１３４】
これまで、修正ロッドパターンツールは、ユーザまたは設計者が、所望の設計を得るために、ＧＵＩ２３０を介してデータを解釈し、表示されたフィードバック（目的関数からのデータ）に基づいて手作業で反復して試験ロッドパターン（したがって、試験原子炉炉心設計）を修正する観点から述べられた。しかし、図１８Ａおよび図１８Ｂの上述した段階は、最適化プロセスによって実施されてもよい。こうした最適化プロセスは、以降で説明される、修正炉心装荷パターンツールおよび独自の新しい燃料集合体型設計ツールに同様に適用可能である。最適化プロセスは、多数の異なるロッドパターン設計にわたって図１８Ａおよび図１８Ｂの段階を反復し、違反された限界を絶えず改善して、原子炉炉心内で使用される最適なロッドパターン設計が達成される。
【０１３５】
図２０は、こうしたプロセスを始動するためのスクリーンショットを示す。たとえば、プラントおよび試験ロッドパターンを選択した後に、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎ ｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎスクリーン２００５を表示してもよい。ユーザは、たとえば、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓ、ｏｐｔｉｍｉｏｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗ、およびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓの最適化パラメータ２０４０を選択してもよい。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓは、所与のシーケンスが原子炉を制御するのに使用されるときの、運転サイクル中の継続時間の間に、制御ロッドグルーピング（シーケンスと呼ぶ）内での個々のロッド（ＢＷＲ内の制御ロッド）位置の最適な決定を行うことを意味する。ロッド位置は、局所的パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。
【０１３６】
ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗは、運転サイクル中に時間の関数としての原子炉を通って流れる原子炉冷却水流量の最適な決定を行うことを意味する。流量は、全体的な原子炉パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓは、運転サイクル中に原子炉を制御するのに使用される所与のシーケンス（すなわち、制御ロッドグルーピング）の継続時間の最適な決定を行うことを意味する。ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓは、局所的パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。
【０１３７】
適切な入力デバイス（たとえば、キーボード、マウス、タッチディスプレイなど）を使用して、ユーザは、所与の最適化パラメータ２０４０に関連する選択ボックス２０４２内をクリックすることによって、最適化パラメータの１つまたは複数を、ＧＵＩ２３０を介して選択してもよい。選択されると、チェックが、選択された最適化パラメータの選択ボックス２０４２内に現れる。選択ボックス２０４２内を再びクリックすることは、最適化パラメータを解除する。図２０に示すように、反復修正ロッドパターン設計プロセスを最適化するために、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓ、ｏｐｔｉｍｉｏｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗ、およびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓについてのボックス２０４２を選択することになる。
【０１３８】
メモリ（リレーショナルデータベースサーバ）２５０はまた、最適化問題に関連する制約パラメータを記憶してもよい。これらのパラメータは、たとえば、限界データベース２５１に記憶されてもよい。制約パラメータは、１つまたは複数の制約を満たさなければならないか、または、満たすべきである最適化問題のパラメータであり、制約は、上述した限界と同じであってよい。
【０１３９】
図２１は、沸騰水型原子炉炉心設計の最適化問題に関連する最適化制約を列挙する例示的な最適化制約ページのスクリーンショットを示す。図示するように、各最適化制約２１５０は、それに関連する設計値２１５２を有する。各最適化制約は、指定された設計値より低くなければならない。ユーザは、目的関数を構成することを考慮して最適化パラメータを選択する能力を有する。ユーザは、最適化制約２１５０に関連する選択ボックス２１５４内をクリックすることによって、最適化制約を選択する。選択されると、チェックが、選択された最適化制約２１５０の選択ボックス２１５４内に現れる。選択ボックス２１５４内を再びクリックすることは、最適化制約を解除する。
【０１４０】
各最適化パラメータは、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶される、最適化パラメータに関連する所定のクレジット項およびクレジット重みを有してもよい。同様に、各最適化制約は、限界データベース２２５１および／または目的関数値データベース２５７などの、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されることができる、最適化制約に関連する所定のペナルティ項およびペナルティ重みを有する。図２１を見てわかるように、ペナルティ項は、設計値を組み込み、ユーザは、所望に応じてこの値を変更する（すなわち、構成する）ことができる。
【０１４１】
さらに、図２１の実施形態は、ユーザが、各最適化制約２１５０についてのｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６を設定することを可能にする。最適化制約についてのｉｍｐｏｒｔａｎｃｅフィールド２１５８では、ユーザは、取るに足らない、低い、標準的、高い、および、非常に高いのプルダウンオプションを有してもよい。各オプションは、重要性が高ければ高いほど、所定のペナルティ重みが大きくなるように、経験的に決まったペナルティ重みと互いに関係がある。こうして、ユーザは、所定のペナルティ重みのセットの中から選択する。
【０１４２】
上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に応じて目的関数を構成する。結果得られる構成された目的関数は、選択された最適化パラメータに関連するクレジット成分の和と、選択された最適化制約に関連するペナルティ成分の和を足したものに等しい。
【０１４３】
さらに、この実施形態は、ユーザが、クレジット重みおよびペナルティ重みを処理する方法を選択することを可能にする。たとえば、ユーザは、ペナルティ重みについての、静的、デスペナルティ的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、クレジット重みについての、静的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、ペナルティとクレジットの両方の重みについて、相対的に適応的な方法を供給される。よく知られている静的方法は、重みを最初に設定された値に維持する。よく知られているデス方法は、各ペナルティ重みを無限大に設定する。よく知られている動的方法は、重みの変化量および／または変化頻度を決定する数学的表現に基づく、最適化探索内での目的関数の使用過程の間に初期重み値を調整する。よく知られている適応的方法は、同様に、最適化探索過程の間に適用される。この方法では、ペナルティ重み値は、設計値に違反する各制約パラメータについて、周期的に調整される。相対的に適応的な方法は、２００２年９月１９日に出願された、本出願の発明者等による、「ＭＥＴＨＯＤ ＡＮＤ ＡＰＰＡＲＡＴＵＳ ＦＯＲ ＡＤＡＰＴＩＶＩＴＹ ＤＥＴＥＲＭＩＮＩＮＧ ＷＥＩＧＨＴ ＦＡＣＴＯＲＳ ＷＩＴＨＩＮ ＴＨＥ ＣＯＮＴＥＸＳＴ ＯＦ ＡＮ ＯＢＪＥＣＴＩＶＥ ＦＵＮＣＴＩＯＮ」という名所の米国特許出願第１０／２４６，７１８号に開示される。
＜目的関数を使用した最適化＞
図２２は、本発明の例示的な実施形態による、目的関数を採用する最適化プロセスのフローチャートを示す。この最適化プロセスは、２００２年９月１９日に出願された、「ＭＥＴＨＯＤ ＡＮＤ ＡＰＰＡＲＡＴＵＳ ＦＯＲ ＥＶＡＬＵＡＴＩＮＧ Ａ ＰＲＯＰＯＳＥＤ ＳＯＬＵＴＩＯＮ ＴＯ Ａ ＣＯＮＳＴＲＡＩＮＴ ＰＲＯＢＬＥＭ」という名称の、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／２４６，７１６号に開示される。最適化プロセスを記載する’７１６号出願の関連部分は、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。
【０１４４】
説明だけのために、図２２の最適化プロセスは、図１に示すアーキテクチャによって実施されるものとして述べられる。図示するように、段階Ｓ２２１０にて、目的関数は、先行する章で先に説明したように構成され、その後、最適化プロセスが始まる。段階Ｓ２２１２にて、計算プロセッサ４００が、リレーショナルデータベース２５０からシステム入力を取り出すか、または、使用中の最適化アルゴリズムに基づいて最適化問題の入力パラメータ（すなわち、システム入力）について値の１つまたは複数のセットを生成する。たとえば、これらの入力パラメータは、パワー増強運転のための制約または限界基準を満たすために、試験原子炉炉心内のロッドパターン集合体を決定することに関連してもよいが、他の自動化ツール、すなわち、パワー増強運転のための制約または限界基準を満たすために、試験原子炉炉心内に配置するための、炉心装荷パターンおよび／または独自の新しい燃料集合体型を決定するためのツールに関連してもよい。しかし、最適化は、これらのパラメータを使用することに制限されない。それは、サイクル中の時間の関数としての、原子炉内における新しい燃料集合体と露出した燃料集合体の配置、ロッドグループ（シーケンス）の選択、および／または、グループ内での制御ロッド位置の配置に加えて、サイクル中の時間の関数としての炉心流量、原子炉冷却水入口圧などに対して命令されるパラメータなどの他の入力パラメータが使用されるからである。
【０１４５】
入力パラメータの各値のセットは、最適化問題の候補解である。上述した炉心シミュレータは、シミュレートされた運転を実行し、入力パラメータの各値のセットについてシミュレーション結果を生成する。シミュレーション結果は、最適化パラメータおよび最適化制約についての値（すなわち、システム出力）を含む。これらの値、または、これらの値のサブセットは、目的関数の数学的表現における変数の値である。
【０１４６】
その後、段階Ｓ２２１４にて、計算プロセッサ４００は、目的関数およびシステム出力を使用して、各候補解について目的関数値を生成する。段階Ｓ２２１６にて、計算プロセッサ４００は、段階Ｓ２２１４にて生成された目的関数値を使用して、最適化プロセスが解に収束したかどうかを評価する。収束に達しない場合、段階Ｓ２２１８にて、入力パラメータセットが修正され、最適化反復カウントが増加し、処理は段階Ｓ２２１２に戻る。
【０１４７】
段階Ｓ２２１２、Ｓ２２１６、およびＳ２２１８の生成オペレーション、収束評価オペレーション、および修正オペレーョンは、遺伝子アルゴリズム、シミュレーテッドアニーリング、およびタブ探索などのよく知られている最適化アルゴリズムに従って実施される。許容可能なロッドパターン設計（および／または、許容可能な炉心装荷パターン設計あるいは炉心内への配置のための独自の新しい燃料集合体型）を決定するために、最適化が利用されると、最適化は、収束（たとえば、図１８Ａおよび図１８Ｂの段階Ｓ７３／Ｓ１７３と同様の許容可能な結果）が得られるまで実行される。
＜修正炉心装荷パターンツール＞
修正炉心装荷パターンツールは、２００３年３月３１日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｃｏｒｅ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／４０１，６０２号に詳細に記載される。ユーザは、試験原子炉炉心について決定された許容可能なロッドパターン設計と共に炉心装荷パターンを実施してもよく、または、ツールは、ブロック６００で決定された既存の試験原子炉炉心設計に関して反復されてもよい。ロッドパターンツールに関して述べたように、図５で特定され限界およびサポートする開示において特定された限界、図６からの新しい燃料集合体の所望のインベントリ、図８および図９に述べるように決定された所望の初期試験炉心装荷パターンならびに図１０に述べた新しい燃料装荷パターンに従って装荷された試験原子炉炉心設計がシミュレートされる。シミュレーションに関し、図１３の唯一の差は、段階Ｓ３１にて、試験炉心設計について、ロッドパターン（制御羽根シーケンス）の代わりに（または、その加えて）所望の炉心装荷パターンが、３Ｄ命令セットに変換されることである。そのため、修正ロッドパターンツールの反復から決定される所望の制御羽根シーケンス（ロッドパターン）は、シミュレートされる試験炉心設計について、所望の炉心装荷パターンについて設定されてもよい（また、３Ｄ命令セットに組み込まれてもよい）。
【０１４８】
同様に図１４に述べるように、限界データベース２５１からの目的関数計算への入力およびシミュレータ結果データベース２５５からのシミュレーション結果は、１つまたは複数の計算サーバ４００によってアクセスされ（段階Ｓ４１）、目的関数値は、各露出段階の関数として計算され、全体の設計問題について総合される（段階Ｓ４３）。各制約について計算される計算された目的関数値および露出段階当たりの目的関数値は、総合目的関数値に対する所与の制約のパーセンテージ寄与を提供するために、正規化される（段階Ｓ４５）。目的関数計算のそれぞれの結果または値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のサブルーチン目的関数値データベース２５７に記憶される（段階Ｓ４７）。
【０１４９】
図１５に示すように、ユーザは、シミュレーション中に違反された可能性がある限界を指示するデータを提供されてもよい。相応して、このデータに基づいて、ユーザは、その後の反復のために、試験炉心設計の選択された炉心装荷パターンに対して、どんな修正が行われることが必要とされるかについての推奨（複数可）を提供されてもよい。
【０１５０】
修正ロッドパターンツールに関して先に説明したように、個々の炉心装荷パターン修正は、あるいは、ユーザの好みに委ねられてもよいが、エネルギーにとって有益な移動、エネルギーにとって有害な移動、および（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換などの手順上の推奨は、ユーザによってアクセス可能であってよい。所望の炉心装荷パターンを有する試験炉心設計が、限界（クライアント入力のプラント固有制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、炉心装荷パターンを修正するための上記手順上の推奨を示してもよい。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・限界パワー比（ＣＰＲ）マージンが、炉心周辺に向かって低過ぎる場合、反応性が高い（露出の少ない）燃料を炉心中心に向かって移動させよ
・ＥＯＣにおいてＭＦＬＰＤ（たとえば、熱マージン制約）がある場合、反応性が高い燃料を問題ロケーションに向かって移動させよ
・ＢＯＣにおいて、炉心周辺でシャットダウンマージン（ＳＤＭ）問題がある場合、反応性が低い燃料を炉心周辺に対して配置せよ
エネルギーにとって有害な移動
・ＥＯＣにおいて最小限界パワー比（ＭＣＰＲ）マージンが低過ぎる場合、反応性が低い（露出の大きい）燃料を問題ロケーション（複数可）に移動させよ
・ＥＯＣにおいてｋＷ／ｆｔマージン（ＭＡＰＬＨＧＲ）が低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーション（複数可）に移動させよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて炉心の中心に余分なＭＣＰＲマージンがある場合、反応性が高い燃料を炉心周辺から炉心中心に移動させよ
目的関数計算から得られるデータは、図１５および表１に示すように、違反者が表示された状態の制約のリストとして表示されてもよい。ユーザは、一定の制約またはパラメータが炉心設計に及ぼす影響を調べるために、図１６および図１７Ｂに示すようにグラフィックディスプレイによってやはり提示されてもよい。たとえば、図１７Ｂにおいて、１７４０および１７５０では、囲った四角形は、炉心内のＭＡＰＬＨＧＲに対する最大の違反寄与者である燃料集合体を表す（たとえば、１７４０および１７５０は、ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体を指す）。これは、修正を必要とする可能性がある試験炉心設計内の新しい燃料ロケーションおよび／または露出した燃料ロケーションの指示をユーザに与える。
【０１５１】
図２３Ａおよび図２３Ｂは、本発明による、例示的な修正炉心装荷パターンツールによる、炉心装荷パターン修正および反復処理段階を記述するフロー図である。これらの図に述べる機能は、図１８Ａおよび図１８Ｂと同じであり、そのため、同じ表記が、明確にするために使用されており、差は、以下でより詳細に説明される。
【０１５２】
修正ロッドパターンツールと同様に、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよい、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１５３】
ユーザは、いずれかの限度値が、違反されたかどうかを判定し（段階Ｓ７１）、限界が違反されない場合、最大パワーの特性が、試験炉心設計についての選択された炉心装荷パターンから得られることを、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。選択された炉心装荷パターンを有する試験炉心設計から最大パワーが得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が「はい」となる）場合、許容可能な炉心装荷パターン設計が、決定され、ユーザは、許容可能な設計に関連する結果およびデータの報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正の独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で、かつ／または、修正ロッドパターンツールへの入力として選択された炉心装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１５４】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、炉心装荷パターン設計から、最大パワーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、新しい燃料集合体の数の修正が必要とされることを、特性が指示するかどうかを判定する（段階Ｓ７４）。新しい燃料集合体の番号を修正する必要性を指示する特性は、エネルギー不足、許容可能なエネルギーに関するマージン不足、および／または、停止時のデータ変更による反応性の喪失を含んでもよい。さらに、炉心装荷パターン設計変更のいくつかの反復が試みられ、目的関数に対して実際の改善がなかった場合、これは、代替の炉心装荷パターン設計が、調査される必要があるというさらなる指示である。
【０１５５】
相応して、段階Ｓ７４の出力が、はい、である場合、ユーザは、必要とされる新しい燃料集合体の番号を再評価し、炉心対称性についての要求に応じて集合体の数を切り捨て、改定された、または、派生した試験炉心装荷パターンに従って炉心に装荷することによって、修正された、または、派生した炉心装荷パターン設計を作成してもよい（段階Ｓ７５）。段階Ｓ７５は、一般に、図６の段階６０４〜６０７に相当する。
【０１５６】
新しい燃料集合体数を修正する必要性を指示する特性が存在しない（段階Ｓ７４の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、派生した炉心設計を作成するために、試験炉心設計を修正してもよい（段階Ｓ７６）。上述した手順上の推奨に基づいて試験炉心装荷パターンに対する修正を行う際、ユーザは、ＧＵＩ２３０を介して炉心装荷パターンを変更してもよい。
【０１５７】
たとえば、適当な入力デバイス（マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声コマンドなど）およびＧＵＩ２３０を使用して、設計者は、ユーザが移動したいと思う、炉心設計における露出した（または、新しい）燃料集合体（複数可）についての炉心対称性オプションを特定してもよく、「目標の」露出した燃料集合体（複数可）を選択してもよく、目標の露出した（または、新しい）燃料集合体（複数可）によって置き換えるために、炉心設計において「行き先の」露出した（または、新しい）燃料集合体を選択してもよい。目標および行き先集合体は、必要とされる対称性（鏡像、回転など）に応じて「シャフリング」されてもよい。所望の方法で、修正された、または、派生した試験炉心設計を再装荷することを必要とされるこのプロセスは、露出した（または、新しい）燃料集合体シャフルについて繰り返されてもよい。
【０１５８】
図２４は、本発明の例示的な実施形態による、図２３Ａの修正段階Ｓ７６をさらに詳細に示すスクリーンショットである。図２４は、試験炉心設計の炉心装荷パターンに対する迅速な設計修正を行うために、ユーザに利用可能な機能を示す。ユーザは、ｆｕｅｌ ｓｈｕｆｆｌｉｎｇページ２４０５を選択し、炉心設計のある部分のスクリーン２４１５を表示するために、「ｂｕｎｄｌｅ ｓｈｕｆｆｌｅ」タスクバー２４１０を選択してもよい。図１３では、２４２０で選定された露出した燃料集合体は、１つの燃料集合体型（ＩＡＴ型１１）から別の型（ＩＡＴ型１２）へ変更される。ある例では、露出した燃料集合体は、炉心設計において新しい燃料集合体を選択し、「ＳＷＡＰ」ボタン２４３０を選択することによって、新しい燃料集合体と交換されてもよい。スクリーン２４２５に示す炉心の部分は、露出した燃料集合体と新しい燃料集合体のそれぞれの種々の露出（ＧＷＤ／ｓｔ）を示すために、色別されてもよい。対応する色別されたキーは、たとえば、２４２７で指示するように表示されてもよい。図２４におけるアイテムの選択は、マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声起動式コマンドなどのような適当な入力デバイスを介して可能であってよい。
【０１５９】
これらの炉心装荷パターン設計修正は、たとえば、３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース２５９などのリレーショナルデータベース２５０にセーブされてもよい。再び図２３Ａを参照すると、試験炉心装荷パターンが、段階Ｓ７５またはＳ７６に述べるように修正されたかどうかによらず、派生した炉心設計が、全ての限界を満たすかどうかを判定するために、段階Ｓ３０〜Ｓ５０が繰り返される（段階Ｓ７７）。これは、反復プロセスになってもよい。
【０１６０】
図２３Ｂは、本発明の例示的な実施形態による反復プロセスを示す。シミュレートされた段階Ｓ７０からのそれぞれの派生した炉心装荷パターン設計について、シミュレートされたそれぞれのロッドパターン設計について、シミュレートされた結果と限界（たとえば、計算された目的関数値）との比較に関連するいずれかのデータが、限界違反が存在することを依然として指示するかどうかを、ユーザが判定する（段階Ｓ１６０）。指示しない（段階Ｓ１６０の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、特定の原子炉で使用することができる許容可能な派生した炉心装荷パターン設計を生成しており、許容可能な炉心装荷パターン設計に関連するグラフィック結果にアクセスし（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正の独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で、かつ／または、修正ロッドパターンツールへの入力として、選択された派生した炉心装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１６１】
限界が違反されていることを、反復が依然として指示する（段階Ｓ１６０の出力が「はい」となる）場合、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされる／最大パワーが得られるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされる／最大パワーが、許容可能なマージン内で得られると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返されてもよい（段階Ｓ１７０）。反復プロセスは、ユーザが、炉心装荷パターン設計を微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能な炉心装荷パターン設計から抽出することを可能にする点で、有益である場合がある。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早める。図２３Ｂに述べる反復プロセスは、１回に１つのパラメータを変更し、次に、原子炉炉心シミュレーションを実行する従来技術の手作業の反復プロセスを使用して何週間もかかったことと比較して、非常に短い期間で行われてもよい。
【０１６２】
図１８Ａおよび図１８Ｂの修正ロッドパターンツールに関して述べるように、図２３Ａおよび図２３Ｂの機能は、原子炉炉心内で使用するために、全てのユーザ限界および制約を満たす所望の炉心装荷パターン設計に向かって常に改善しようとして、Ｎ個の異なる炉心装荷パターン設計にわたって反復されてもよい。
【０１６３】
再び図２０を参照すると、反復的炉心装荷パターンプロセスを最適化するために、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇパラメータ用のボックス２０４２をチェックすることになる。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇ選択は、１回燃焼した燃料と２回燃焼した燃料の最適な決定を行うことを意味する。
【０１６４】
図２１に示すように、ユーザは、所与の最適化制約２１５０に関連する所望の最適化制約（ボックス２１５２）を選択してもよく、また、上述した各最適化制約２１５０についてｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６（取るに足らない、低い、基準、高い、および、非常に高い）を設定してもよく、ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６は、重要性が高ければ高いほど、所定のペナルティ重みが大きくなるように、経験的に決まったペナルティ重みと互いに関係がある。
【０１６５】
上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に従って目的関数を構成する。結果得られる構成された目的関数は、選択された最適化パラメータに関連するクレジット成分の和と、選択された最適化制約に関連するペナルティ成分の和を足したものに等しい。
【０１６６】
先に説明したように、上記 ’７１８号出願に開示するように、ユーザは、ペナルティ重みについての、静的、デスペナルティ的、動的、および適応的な可能性のある方法を選択し、クレジット重みについての、静的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、ペナルティとクレジットの両方の重みについて、相対的に適応的な方法を供給されてもよい。相応して、図２２の最適化プロセスは、その後、許容可能な派生した炉心装荷パターン設計を決定するように進んでもよい。
＜独自の新しい燃料集合体型設計ツール（Ｎストリーミング）＞
修正炉心装荷設計ツールからの許容可能な炉心装荷パターンおよび修正ロッドパターン設計ツールからの許容可能なロッドパターンの一方または両方に基づいて、独自の新しい燃料集合体型設計ツールが反復されて、所望のパワー増強炉心設計のために使用することができる（新しい燃料集合体インベントリから利用可能な）新しい燃料集合体の異なる型および／またはロケーションが決定されてもよい。あるいは、ユーザは、ブロック６００で決定された元の試験炉心設計を使用してこのツールを実施して、設計における新しい燃料集合体型の設置および構成を決定し、この設計を、修正炉心装荷パターンツールおよび／または修正ロッドパターンツールの一方または両方に出力してもよい。
【０１６７】
独自の新しい燃料集合体型設計ツール、以降で、便宜のために「Ｎストリーミングツール」は、２００２年１２月２３日に出願された、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｄｅｓｉｇｎｓ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／３２５，８３１号に詳細に記載される。このツールは、パワー増強炉心設計のためにＮ個の独自の新しい燃料集合体型を決定するようになっている。Ｎストリーミングについての試験炉心設計を生成するための運転のシーケンスは、図５〜１１に述べるシーケンスからのわずかの修正であるが、試験炉心設計は、図１３によりシミュレートされ、目的関数値は、図１４により計算される。
【０１６８】
シミュレーションに関し、図１３の差は、段階Ｓ３１にて、試験炉心設計が、３Ｄ命令セットに変換される新しい燃料集合体型の一定の独自のサブセットを組み込むことである。さらに、修正ロッドパターンツールの反復から決定された所望の制御羽根シーケンス（ロッドパターン）（およびベース炉心装荷パターン、１回燃焼した燃料集合体と２回燃焼した燃料集合体の配置および構成、ならびに、評価される独自のサブセット以外の新しい燃料集合体型）が、シミュレートされる試験炉心設計について、試験原子炉炉心設計のために設定されてもよい（また、３Ｄ命令セットに組み込まれてよい）。
【０１６９】
図２５は、本発明の例示的な実施形態による、Ｎストリーミングツールの機能を示すフローチャートである。図１１に述べるように、原子炉プラントは、段階Ｓ５にて評価のために選択され、選択されたプラントの試験ロッドパターン設計についてのシミュレーションで使用される限界が定義される（段階Ｓ１０）。これらの段階は、入力ブロック５００の機能によって以前に実行されているが、本明細書では明確にするために、再反復される。図５で先に示したように、シミュレーションへの入力変数に関する限界、および、シミュレーション結果に関する限界として構成することができるクライアント入力のプラント特定制約が、シミュレーションについて設定される。
【０１７０】
初期の新しい燃料装荷パターンを有する試験炉心設計は、その後、選択された原子炉について生成される（段階Ｓ１５）。たとえば、履歴の炉心装荷パターン設計データベース２５４がアクセスされて、定義された限界に最も適合する履歴の原子炉炉心設計が見出されてもよい。履歴の炉心設計は、同じ炉心サイズとパワー出力定格であり、同じサイクルエネルギーを有し、選択された原子炉プラントについて生成された炉心設計に対して同じ運転性能特性を有する場合に、適合性がある可能性がある。
【０１７１】
基本として同じ履歴の設計を使用し、図６に述べるのと同様に、履歴の炉心の総エネルギー含有量が計算され、必要とされるエネルギー含有量（たとえば、たとえば、顧客要件に基づく、決定された炉心設計からの所望のエネルギー出力）からの差が定義されてもよい。履歴の炉心のエネルギーと所望されるエネルギー含有量との差は、新しい燃料アセンブリの装荷によって供給されるべきである。
【０１７２】
こうして、基準炉心設計を生成するために、ユーザは、生成される原子炉炉心設計について、エネルギー要件（複数可）（限界内に含まれてもよい）を最もよく満たす可能性がある、基準炉心設計用の新しい燃料集合体型（複数可）を選択すべきである（段階Ｓ２０）。集合体設計は、以前に作成され、モデル化されたいろいろな新しい燃料集合体設計（またはＮストリーム）を提供する新しい燃料集合体設計データベース２５２から選択されてもよい。
【０１７３】
図２６は、「Ｎストリーミング」という名称の集合体選択ウェブページ２６００のスクリーンショットを示す。ユーザは、モデム、キーボード、ポインタなどのような適当な入力デバイスを使用して、ＧＵＩ２３０を介して、ページ２６００を提示してもよい。複数の選択可能な新しい燃料集合体型２６０５が、表示されてもよい。これらの集合体型２６０５は、以前にモデル化されたため、これらの集合体型２６０５の性能に関する情報は、ユーザが即座に利用可能である。ユーザは、その後、ボックス２６１０をクリックすることによって、基準炉心設計の装荷パターンで使用される所望の集合体型を選択してもよい。
【０１７４】
新しい集合体型が選択されると、図６の段階６０６に述べるように、炉心装荷対称性が反映される。その後、試験炉心設計内の１つまたは複数のその時の新しい燃料集合体が、反復改善プロセス中に、選択可能な新しい燃料集合体２６０５の１つまたは複数と置き換えられてもよい（段階Ｓ２５）。選択は、ＧＵＩ２３０を介して実施されてもよく、各集合体の性能特性の概要をユーザに提供する。「Ｎストリーミング」（選択された新しい燃料集合体）が定義されると、段階Ｓ２５およびＳ３０によって述べたルーピングプロセスが始動し、それにより、置換えの体系的プロセスおよび新しい燃料集合体についての解析が実施される。
【０１７５】
ある例では、最も外側のレベル（「外側ループ」）で、その時の基準炉心設計内のそれぞれの新しい燃料ロケーションが、シーケンスで調査される。「調査される」ことによって、原子炉炉心運転は、それぞれの特定の独自の新しい燃料装荷パターンを有する試験炉心設計について、図１３に述べるのと同様にシミュレートされ（段階Ｓ３０）、Ｎストリーム（独自の燃料集合体）の性能特性が、再検討されて、試験（または、派生した）炉心設計が、生成される原子炉炉心設計について、パワー増強エネルギー要件（複数可）を最もよい満たす可能性があるかどうかが判定される。最も内側のレベルで、ページ２６００から選択されたそれぞれの「置換えの」新しい燃料集合体２６０５は、各燃料ロケーションで調査される（段階Ｓ３５）。このプロセス中に、基準炉心設計内のその時の新しい燃料集合体は、それぞれの新しい「Ｎストリーミングの」新しい燃料集合体２６０５に置き換えられる。
【０１７６】
先に説明したように、原子炉運転は、複数のシミュレートされた結果または出力を生成するように、選択された新しい燃料集合体の１つまたは複数を含む試験炉心設計に関してシミュレートされる（段階Ｓ３０）。置換えおよびシミュレーションの反復段階は、全ての選択された新しい燃料集合体が、各燃料ロケーションに挿入され、それぞれの派生した炉心設計が、シミュレートされる（たとえば、段階Ｓ３５の出力が、はい、となる）まで繰り返される（段階Ｓ３５の出力が、いいえ）。したがって、新しい燃料ロケーションのそれぞれへの全ての選択された新しい燃料集合体２６０５の置換は、内部ループおよび外部ループを出ることによって終了する。
【０１７７】
上述した反復改善プロセスは、ユーザが、炉心設計について新しい燃料装荷パターンを微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能な炉火設計から抽出することを可能にする点で、有益である場合がある。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早め、処理時間を、何週間の代わりに何時間へと減少させる。
【０１７８】
シミュレーションからの出力は、図１４に述べるように、限界に基づいてランク付けされる（段階Ｓ４０）。ユーザは、所望であれば、出力のそれぞれに関連するデータを表示してもよい。これによって、たとえば、改善が存在したかどうか、定義された限界を超えないか、または、一定のエネルギー要件を満たすことによって、改善された出力が定義されてもよいかどうかを判定するための、基準炉心設計に対する比較をユーザが行うことが可能になる。
【０１７９】
一番上にランク付けされた出力が、改善された出力である（段階Ｓ５０の出力が、はい、となる）場合、その最も高くランク付けされた出力に相当する炉心設計が、新しい炉心設計として設定され（段階Ｓ８０）（また、設計を改良するために、炉心装荷ツールまたはロッドパターンツールの反復について入力されてもよい）、結果は、シミュレータ結果データベース２５５などのリレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶される（段階Ｓ９０）。これは、反復改善プロセスの単一の反復を遂行する。
【０１８０】
段階Ｓ２５、Ｓ３０、Ｓ４０、およびＳ５０（段階Ｓ３０〜Ｓ９０を含む）が、繰り返され（たとえば、Ｎ反復）、それぞれの「改善された出力」が、その後の反復についての新しい基準炉心設計になる。定義された限界は、Ｎ反復のそれぞれの基準炉心設計に適用可能である。所与の反復について、一番上にランク付けされた出力の改善が存在しない場合、反復プロセスが終了し、その時点で基準炉心設計に関するデータは、一番上にランク付けされた設計であるため、ユーザによって表示され、解釈されてもよい（段階Ｓ６０）。データはまた、シミュレートされた炉心内のどのロケーションが、最大の違反者か、または、限界違反に対する最大の寄与者であったかをユーザに提供してもよい。段階Ｓ６０では、ユーザは、図１８Ａおよび１８Ｂならびに２３Ａおよび２３Ｂで述べるものと同じ修正サブルーチンを始動したいと思う（段階Ｓ７０）。ある例では、これは、任意選択の段階であることができる。それは、許容可能なパワー増強炉心設計を達成するために、新しい燃料集合体のロケーションおよび／または構成を微調整することを除いて、増強パワー炉心設計のためのロッドパターンおよび炉心装荷パターンが、既に、決定され、設定されているかもしれないからである。
【０１８１】
修正ロッドパターンツールおよび修正炉心装荷ツールに介して先に説明したように、手順上の推奨は、ユーザによってアクセス可能であってよい。新しい燃料集合体の所望のＮストリームを有する試験炉心設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、試験のまたは派生した炉心設計について新しい燃料装荷パターンを修正する上記手順上の推奨を示してもよい。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・限界パワー比（ＣＰＲ）マージンが、炉心周辺に向かって低過ぎる場合、反応性が高い燃料を炉心中心に向かって移動させよ
・サイクルの終了（ＥＯＣ）においてＮＥＸＲＡＴ（ノーダル露出比、熱マージン制約）がある場合、反応性が高い（たとえば、露出の少ない）燃料を問題ロケーションに向かって移動させよ
・サイクルの開始（ＢＯＣ）において、炉心周辺でシャットダウンマージン（ＳＤＭ）問題がある場合、反応性が低い燃料を炉心周辺に対して配置せよ
＜エネルギーにとって有害な移動＞
・ＥＯＣにおいてＣＰＲマージンが低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーションに移動させよ
・ＥＯＣにおいてｋＷ／ｆｔマージンが低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーションに移動させよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて炉心の中心に余分なＣＰＲマージンがある場合、反応性が高い燃料を炉心周辺から炉心中心に移動させよ
目的関数計算から得られるデータは、図１５および表１に示すように、違反者が表示された状態のリストとして表示されてもよい。ユーザは、一定の制約またはパラメータが独自の新しい燃料装荷パターンを有する炉心設計に及ぼす影響を調べて、修正を必要とする可能性がある、試験炉心設計内の新しい燃料ロケーションの指示をユーザに与えるために、図１６および図１７Ｂに示すようにグラフィックディスプレイによってやはり提示されてもよい。
【０１８２】
図２７Ａおよび図２７Ｂは、本発明によるＮストリーム（独自の新しい燃料集合体型）の修正を記述するフロー図である。これらの図に示す機能は、図１８Ａおよび１８Ｂまたは２３Ａおよび２３Ｂと同じであり、そのため、同じ表記が、明確にするために使用されており、差は、以下で詳細に説明される。
【０１８３】
先に説明したように、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよく、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１８４】
図２７Ａを参照すると、段階Ｓ６０にて、データを解釈することによって、ユーザは、修正サブルーチンを始動したいと思う場合がある（段階Ｓ７０）。こうした場合、元の試験炉心設計は、許容可能な設計ではないことになり、違反されないはずである一定の限界が、各反復に関して依然として違反される場合にそうであるように、反復改善プロセスが、許容可能な炉心設計をユーザに提供することができない場合に、修正サブルーチンが必要とされる場合がある。
【０１８５】
修正ロッドパターンツールおよび修正炉心装荷ツールの場合と同様に、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよく、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１８６】
ユーザは、表示されたデータに基づいて、いずれかの限界が違反されたかどうかを判定する（段階Ｓ７１）。限界が違反されない場合、ユーザは、最大エネルギーの特性が、炉心設計から得られること（すなわち、サイクル延長のためのプルトニウム発生を最大にするためにロッドを炉心内により深く押し込むことによる、あるいは、最小ＥＯＣ固有値が、燃料サイクルについて使用される炉心設計について得られる（固有値探索）か、または、所望のサイクル長が、固定ＥＯＣ固有値で決定される場合の、良好な熱マージン（ＭＦＬＣＰＲおよびＬＨＧＲに関するマージンなど）の利用の指示）を、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。
【０１８７】
最大エネルギーが、炉心設計から得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が、はい、となる場合、所望の新しい燃料装荷パターンを有する許容可能な炉心設計が決定され、ユーザは、炉心設計に関する結果の報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正ロッドパターン設計ツール内で、かつ／または、修正炉心装荷パターンツールへの入力として選択された新しい燃料装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１８８】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、炉心設計から、最大エネルギーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が、いいえ、となる）場合、ユーザは、新しい燃料装荷パターン修正が、その時の基準炉心設計に対して行われるかを判定する（段階Ｓ７４）。新しい燃料装荷パターンに対して修正を行う際、また、上記からの推奨に基づいて、ユーザは、移動される、試験炉心設計内の潜在的な新しい集合体（複数可）の集合体対称性オプションを特定し、「目標の」新しい燃料集合体（複数可）、目標の集合体（複数可）が移動される行き先（複数可）を選択することによって、図２４に述べるように、ＧＵＩを介して新しい集合体装荷を変更してもよい。特定された目標の集合体は、その後、必要とされる対称性（鏡像、回転など）に応じてシャフリングされる。このプロセスは、炉心基準パターンを所望の方法で再装荷することを必要とされる、新しい集合体シャフルについて繰り返されてもよい。さらに、試験炉心設計修正は、たとえば、シミュレータ入力パラメータデータベース２５９にセーブされてもよい。
【０１８９】
ユーザは、設計修正を組み込む段階Ｓ３０〜Ｓ５０（段階Ｓ７５）を繰り返してもよい。結果得られる最も高くランク付けされた出力は、新しい基準炉心設計を確立し、新しい基準炉心設計から、図２５の反復改善プロセスが繰り返されてもよい。換言すれば、段階Ｓ３０〜Ｓ５０は、派生した炉心設計が、全ての限界を満たすかどうかを判定するために繰り返されてもよい（段階Ｓ７５）。これは、先に述べたように反復プロセスになる場合がある。
【０１９０】
図２７Ｂを参照すると、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返される（段階Ｓ１７０）。図２７Ａおよび図２７Ｂの機能は、原子炉炉心内で使用するために、全てのユーザ限界および制約を満たす所望の新しい燃料パターン設計に向かって常に改善しようとして、Ｎ個の異なる新しい燃料装荷パターン設計にわたって反復されてもよい。露出した燃料およびロッドパターンのための炉心装荷パターンが、パワー増強運転のための限界を満たすように設定されたと仮定すると、この微調整は、所望の新しい燃料装荷パターンを決定し、所望の新しい燃料装荷パターンは、露出した燃料およびロッドパターン設計によって、図４のブロック１１００において顧客に報告されるパワー増強炉心設計を生成することができる。
【０１９１】
再び図２０を参照すると、反復的なＮストリーミングプロセスを最適化するために、ｏｐｔｉｍａｌ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇパラメータおよびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｂｕｎｄｌｅ ｓｅｌｅｃｔｉｏｎパラメータについてボックス２０４２をチェックし、図２１に述べるように、所望の最適化制約２１５０を選択し、各最適化制約２１５０について重要性を設定することになる。上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に応じて目的関数を構成し、図２２による最適化プロセスは、その後、所望の新しい燃料装荷パターンを有する許容可能な派生した炉心設計を決定することに進んでもよい。
【０１９２】
相応して、Ｎストリーミングツールは、任意の数または組合せの新しい燃料集合体装荷パターン設計（たとえば、「Ｎ」ストリーム）が、パワー増強運転のためにユーザによって入力された複数の限界または制約を満たす許容可能な炉心設計を決定するために、利用されることを可能にする。こうして決定されたパワー増強炉心設計は、たとえば、新しい燃料集合体のＮ個の新しい解を含んでもよい。
【０１９３】
通常、多くて、１つまたは２つの新しい燃料集合体型（すなわち、１つまたは２つのストリーム解）を利用する、現行の原子炉炉心設計と対照的に、新しい燃料集合体のロケーションおよび型についての任意の数または組合せの新しい燃料集合体装荷パターン設計（たとえば、「Ｎストリーム」）は、炉心設計において、配置のための所望の新しい燃料集合体を決定するために利用されてもよい。ある例では、Ｎストリーミング法は、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型（Ｎストリーム）を用いて、パワー増強運転のための限界および／または制約を満たす炉心設計を決定するために使用されてもよい。ここで、Ｎは、少なくとも２つの独自の新しい燃集合体型（Ｎ＝２）に等しいか、または、それを超える。
【０１９４】
相応して、先に述べたように、ロッドパターン、炉心装荷パターン、および独自の新しい燃料集合体型設計ツールは、それぞれ、ユーザによって順次に、かつ／または、同時に反復されてもよく、また、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体型の変更が、試験炉心設計において尽くされる、かつ／または、所与の「候補の」修正された試験炉心設計が、パワー増強運転について設定された限界または制約のそれぞれを満たすまで、他のツールの１つまたは両方にフィードバックを提供することができる。
【０１９５】
各自動化ツールについて、入力された限界または制約を基準にして試験炉心設計を評価するための、選択された自動化ツールの動作または反復は、制約を基準にした比較のため、複数のシミュレーション結果を生成するために、制約（パワー増強運転のための限界または目標を含む）に基づくシミュレーションを実施することを含む。シミュレーション中に試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータは、炉心設計において、ロッドパターン炉心装荷パターンおよび／または独自の新しい燃料集合体型構成の１つまたは複数を修正するための、手順上の推奨を伴ってもよい。自動化ツールの１つ、一部、または、全ては、実施され、パワー増強運転についての全ての制約を満たす試験炉心設計が決定されるまで、反復して繰り返される。そのため、この設計は、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【０１９６】
先に説明したように、比較は、目的関数を使用して各出力について対応する目的関数値を生成するように、目的関数を構成することを含む。目的関数値は、出力のうちのどれが、限界に違反するか判定するために、制約に基づいて評価される。手順上の推奨に基づいて、かつ／または、ユーザ自身の選択によって、ユーザは、その後、派生した原子炉炉心設計を作成するために、ＧＵＩ２３０を介して、試験炉心設計を修正してもよい。修正は、制御羽根配置（修正ロッドパターン設計ツール）、露出した燃料配置（修正炉心装荷パターン設計ツール）、新しい燃料集合体型構成および配置（Ｎストリーミング設計ツール）に対して行われ、所与の派生した試験炉心設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、シミュレーションが繰り返される。
【０１９７】
再び図４を参照すると、全てのツールが反復され、かつ、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および新しい燃料の集合体の変更が、尽くされた後、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が依然として満たされない場合、ユーザは、図８および図９に述べる新しい露出した燃料装荷パターンに従ってブロック６００において装荷し、試験炉心を装荷するための、露出した燃料に対する大域的な変更を行うことを要求される場合がある。先に説明したように、ブロック７００の全ての修正が尽くされた後に、限界違反が依然として存在する場合、ユーザは、ブロック６００に戻り、燃料プールインベントリから全ての露出した燃料集合体が使用されたかどうかを評価してもよい。ユーザは、図８および図９に述べる、炉心設計において再装荷されることになる露出した燃料集合体を変更し、たとえば、図９のフィルタウィンドウによって、燃料プールからの異なる組合せの露出した燃料集合体にアクセスしてもよい。
【０１９８】
ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、炉心装荷ブロック６００のプロセスへ戻るように命令され、既存のインベントリから選択された、異なる、露出した燃料集合体および／または新しい燃料集合体の挿入のためのテンプレート内のロケーションを変更するために、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の配置を変更することを含んで、元の燃料装荷テンプレートを修正してもよい。これらの変更が行われると、修正されたまたは派生した炉心設計は、全ての限界が満たされる、かつ／または、ユーザによって決定された限界に対する許容可能なマージン内になるまで、ブロック７００の自動化ツールの１つ、一部、または、全てを使用して再評価されてもよい。
【０１９９】
ユーザによって実施される例示的な方法が、限界を満たす、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内になる許容可能なパワー増強炉心設計を生成し、かつ、ユーザが、ブロック１１００において、許容可能なパワー増強炉心設計に相当するデータおよび設計パラメータを（たとえば、適切な報告およびグラフィック表現を介して）受け取った場合、ＮＲＣが認可する要件を満たす所望の増大した熱出力を達成するために、プラントオペレータおよび／または要員は、次に予定される停止時に、許容された設計に従って、評価される実際の原子炉炉心を修正してもよい。
【０２００】
しかし、ユーザまたは設計者は、最新の実際の炉心運転条件を使用して、設計を微調整し、実施態様ブロック１２００において、炉心の各サイクルおよび全てのサイクルを試験したいと思う場合がある。実施態様ブロックの機能は、実際の条件および限界を得るための、露出アカウンティングプロセス（炉心トラッキングルーチンと呼ぶ）を実施すること、パワー増強のための限界に対する改定されたマージンを決定するために、許容されたパワー増強炉心設計を使用して改定されたマージン解析を実施することとして理解されてもよい。改定されたマージンならびに実際の運転条件および限界は、「オンライン運転最適化ルーチン」に組み込むことができる。この後者の機能は、修正ロッドパターンツールおよび関連するシミュレーション、目的関数を使用した評価、ならびに、図２２の最適化ルーチンを使用してロッドパターンを修正する反復を組み込む。これらの機能は、既に述べられたため、実施態様ブロック１２００の炉心トラッキング機能および改定されたマージン決定機能の概要に注意が向けられる。
＜炉心トラッキング＞
図２８は、炉心トラッキング機能をより詳細に示すフロー図である。通常、評価される原子炉プラントのプロセスコンピュータは、毎日など、特定の時刻に炉心からのデータを記録するプロセスコンピュータを有する。この記録されたデータは、使用される炉心監視プログラムに応じて特定のフォーマットで露出アカウンティングファイル（テキストファイル）に書き込まれる。知られている炉心監視プログラムは、２つの主要なフォーマット、３ＤＭフォーマットおよびＰｏｗｅｒＰｌｅｘフォーマットを使用する。
【０２０１】
この炉心監視機能に従って、これらの露出アカウンティングファイルは、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のメモリ（すなわち、所望位置）に記憶するために、プラントのプロセスコンピュータからファイアウォールを通してシステム１０００内のドロップボックスまたはコンピュータ（ホストプロセッサ２１０など）に送出されてもよい。プラントの各サイクル（その時までの履歴）についての露出アカウンティングファイルは、サーバ２５０内の大域的露出アカウンティングデータベースなどの、サーバ２５０におけるアクセスのために記憶されてもよい。
【０２０２】
ここで図２８を参照すると、ユーザは、適当な入力デバイス（マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声コマンドなど）およびＧＵＩ２３０を使用して、ユーザによる炉心トラッキングオペレーションを始動し（２８１０）、たとえば、ウェブページ上で所与のアイコンを選択することによって、対象となるプラントについて新しい露出アカウンティングを選択してもよい（２８２０）。ユーザは、質問されて、新しい露出アカウンティング事例が作成される（２８３０）。２８３０にて、新しいダイアログが、ディスプレイ上に現れる場合があり、ユーザは、プロンプト表示によって、サイクル数、サイクル開始日などの入力を入力し、ラップアップオペレーションを始動するように指示され、ラップアップオペレーションにおいて、プラントからの全てのサイクルを含むラップアプファイルは、サーバ２５０の露出アカウンティングデータベースからユーザがアクセスするための一時的なディレクトリにコピーされる。新しいサイクルＩＤ方策ＩＤが、新しい事例について作成されてもよく、入力からの情報は、データベースに書き込まれる。新しい露出アカウンティング事例は、露出データをいつでも受け入れることができる。
【０２０３】
ユーザは、その後、対象となるサイクルの事例について露出アカウンティングファイルを選択する。各ファイルは、順番に処理されてもよい。２８４０にて、ユーザは、プロンプト表示によって、露出アカウンティングファイルを追加し、所望のファイルを選択しアップロードするために、一時的なディレクトリをブラウジングするように指示されてもよい。
【０２０４】
各ファイルは、その後、分解され（２８５０）、分解されるか、または、抽出されたデータは、露出アカウンティングデータベースに送出される。全てのファイルは、エラー無しでは分解されない、そのため、どのファイルが、分解オペレーションでエラーを受けたか、また、そのエラーの理由についてユーザに知らせるエラーチェックルーチンが存在する。たとえば、分解オペレーションでは、各露出からの分解されたデータは、ソーティングおよびエラーチェックを可能にするためにメモリに保持される。以下の例示的なアカウンティングデータが読み取られる。アカウンティングデータは、炉心名、日時、パワー、流量、下位冷却、炉心ドーム圧、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、およびＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ）などの局所的パワーレンジモニタ用の測定データ、制御羽根（ロッド）の位置、軸方向相対パワー（炉心平均半径方向パワー分布）、ならびにフィードウォータ流量を含むが、それに限定されない。
【０２０５】
分解された露出データは、露出によってソーティングされ、以下のもの、すなわち、（ｉ）正しいプラントからの全ての露出、（ｉｉ）正しいサイクルからの全ての露出、（ｉｉｉ）日付けと露出は常に増加する、（ｉｖ）露出はＥＯＣ日より遅くない、（ｖ）露出ファイル名は既に存在しない、（ｖｉ）付加的なエラーチェック（チェックサム）をチェックされる。エラーが見出されないとき、分解されたデータは、データベースに書き込まれるが、サーバ２５０にコピーされるため、ＧＵＩ２３０を介して閲覧できる。
【０２０６】
シミュレーションは、その後、単一露出アカウンティングファイルの分解されたデータを使用して、許容可能なパワー増強炉心設計を使用して実行され（（２８６０）、この例では、ＰＡＮＡＣシミュレータである）、サーバ２５０の露出アカウンティングデータベースに記憶される（２８７０）。シミュレーションから出力されたデータは、ＧＵＩ２３０を介してユーザによって読み取られ（２８８０）、その後、次のファイルがアップロードされ（２８９０）、２８３０〜２８８０のルーチンを伴う。相応して、炉心トラッキング機能は、所与の対象となるサイクルの全ての露出からのアカウンティングデータが、サーバ２５０に記憶されることを可能にする。
＜増強炉心設計のための限界に対するマージンを改定すること＞
従来、運転限界に対する所与のオンラインマージン（実際のプラント）と所与のオフラインマージン（対象となる実際のプラントについてシミュレートされる仮想のまたはモデル化された炉心）との差の決定が存在する。以降で使用するように、運転限界は、熱、反応性、および／またはパワーに関連する運転限界のことを言う。これらの差は、トラブルの無い運転を確実にするために、プラントオペレータが、運転限界に対する付加的なマージンを要求するようにさせる。
【０２０７】
付加的なマージンは、通常、運転パラメータに対して変更を行うことによって、かつ／または、異なるロッドパターンの位置決めを選択することによって得られる。しかし、こうした変更のコストは、通常、パワーまたは燃料サイクル効率の喪失となる。さらに、「必要とされるより大きな」マージン要件は、プラントに悪い経済的影響を及ぼす。これらの差異から保護するために、技術者は、これらの差異を補償する、または、「カバーする」のに使用される標準的設計マージンまたは履歴の設計マージンを開発した。
【０２０８】
しかし、これらの標準的設計マージンは、未完成がよいところである。時として、履歴の要求される設計マージンは、不適切であり、失われたマージンを取り戻すために、運転中に制御ロッドの操作をもたらす。ロッドパターン変更が、問題を回避する、または、補正しない場合、プラントが、ディレーティングしなければならないことがわかってきた。いずれの解決策も、燃料サイクル効率にとって著しくコストが高く、失われる収益が何百万ドルとなる可能性がある。さらに、履歴の設計マージンは、時折、不適切に控えめであり、それにより、潜在的な燃料サイクル効率の減少をもたらす。
【０２０９】
例示的なパワー増強炉心設計の場合、改定されたマージンは、適切なプラント運転にとってさらに重要である。相応して、図２８に述べる炉心トラッキングデータは、許容可能なパワー増強炉心設計と共に使用されて、原子炉運転をシミュレートし、定格熱出力を超えて炉心を運転するための限界を含む、これらの限界に対する改定されたマージンを決定してもよい。
【０２１０】
図２９は、所与の運転限界に対する改定されたマージンを決定する方法を説明するプロセスフロー図である。例示的な方法は、２００５年１２月３０日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ｏｆ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｍａｒｇｉｎｓ ｔｏ Ｏｐｅｒａｔｉｎｇ Ｌｉｍｉｔｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ ＩＩ他に対する同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１１／３２０，９１９号に記載される。マージンの決定を記述する’９１９号出願の関連部分は、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。
【０２１１】
一般に、許容可能なパワー増強炉心設計のオフラインシミュレーション（たとえば、ＰＡＮＡＣＥＡ、ＬＯＧＯＳ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ、ＰＯＬＣＡなどの実行可能な３Ｄシミュレータプログラム）を実行するために、サーバ２５０に記憶された露出アカウンティングファイルのデータを使用して、特定のサイクルについて評価されるオンライン原子炉プラントをモデル化し、所定サイクルのその時の露出において運転パラメータが整合する。
【０２１２】
シミュレーションは、以降で「予測される従属変数データ」と呼ばれてもよい、対象となるサイクルにおける、増強炉心設計のための所与の運転限界に対する予測されたマージンを含む結果を提供する。予測される従属変数データは、サーバ２５０に記憶されてもよく、所与の運転限界に対する改定された運転マージンを決定するのに使用される計算プロセッサ４００にも提供される。
【０２１３】
マージンの値が計算されると、このデータを、プロセッサ４００が使用して、評価されるオンラインプラントについて改定された運転パラメータが決定されてもよく、また、このデータを、プラントのプラントオペレータに通信して、その時の露出（運転サイクルまたはエネルギーサイクルの時間）における、または、プラントのその時の運転サイクルの将来の時点における運転パラメータ（すなわち、制御ロッドシーケンス、炉心流量、パワーレベルなど）が変更されてもよい。これらのマージン計算は、たとえば、プラント効率を最大にしようとして、任意所望の周波数または周期性で連続して実施されてもよい。
【０２１４】
ここで図２９を参照すると、例示的な方法２９００では、運転条件および監視されるパラメータは、プロセスコンピュータによって評価される運転中のプラントから、その時の運転サイクル中にアクセスされ（２９１０）、データベース２５０にセーブされる。このデータは、図２８に述べたようにシステム１０００に転送され、評価されるプラントの対象となるサイクルについて全ての露出アカウンティングファイルが、作成され、リレーショナルデータベース２５０内の露出アカウンティングデータベースに記憶される。
【０２１５】
露出アカウンティングファイルについて、その後、例示的な独立変数（すなわち、ロッドパターン、原子炉パワーおよび炉心流量などの運転条件、プラント構成、機械的状態、炉心状態、濃縮およびガドリニウム特性、サイクル露出など）は、露出アカウンティングデータベースにセーブされ、シミュレーションバイアスと炉心構成との間の潜在的な傾向が関係付けられる。同様に、全ての監視された結果、または、限界ＣＰＲの最大割合（Ｍａｘｉｍｕｍ Ｆｒａｃｔｉｏｎ ｏｆ Ｌｉｍｉｔｉｎｇ ＣＰＲ）（ＭＦＬＣＰＲ）、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲ、コールドシャットダウンマージン、（ホット固有値（Ｈｏｔ Ｅｉｇｅｎｖａｌｕｅ）などのような）反応性関連パラメータ、およびこれらの運転限界に対する予測されるマージンなどの従属変数もまた、データベースサーバ２５０にセーブされる。
【０２１６】
そのため、図２８の炉心トラッキングルーチンによって、プロセスコンピュータから取り出されたプラント運転条件は、独立変数として理解されてもよく、プロセスコンピュータによって取り出される監視された、または、測定された運転限界データ（熱およびパワー関連限界およびそれに対するマージン）は、実際の従属変数データである。こうして、その時の運転サイクルにおける１つまたは複数の露出点からの、これらの独立変数および従属変数は、データベースサーバ２５０にセーブされるか、または、記憶されてもよい。
【０２１７】
上記情報が、データベースサーバ２５０にセーブされて、原子炉シミュレーション入力ファイルが、作成され、または、準備されることができる。シミュレーション入力ファイルは、上述したように、同じ独立変数を使用し、特定された炉心シミュレーションソフトウェアプログラム（オフラインシミュレータ）によって認識される電子ファイルフォーマット（すなわち、ＡＳＣＩＩ）で記憶されてもよい。入力ファイルが準備されると、オフラインシミュレータは、プラントの原子炉運転をオフラインでシミュレートし、シミュレータ出力を生成するために、そのプログラムを実行する（２９２０）。シミュレータ出力は、予測された従属変数データと呼ばれる従属変数を予測したものである。予測された従属変数データは、将来の結果の標準的な推定であってよく、したがって、運転マージンの基準推定を計算するのに使用されてもよいが、予測についての不確定性を考慮しない。
【０２１８】
理想的には、オフラインでシミュレートされた従属変数（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなどのような限界に対する予想されたマージン）およびプラント運転からの測定された、または、実際の従属変数データ（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなどに対する実際のマージン）は、同じであることになる。しかし、先に特定された因子のうちのいくつかの因子（または、それ以上の因子）のために、これらは、通常、同じではない。この時点で、予測される従属変数データは、予測されるＥＯＣ（サイクルの終了）に対する時間（露出）に関して正規化される（２９３０）。換言すれば、データは、０．０（ＢＯＣ）から１．０（ＥＯＣ）のＢＯＣ（サイクルの開始）からＥＯＣ時間範囲に関して計算プロセッサ４００によって正規化される。正規化する際に、正規化され予測された従属変数データは、他のプラントサイクルの多くの原子炉シミュレーションからの結果（正規化された履歴の従属変数データなど）に関して評価されることができ、正規化されたデータは、データベースサーバ２５０に記憶される。
【０２１９】
リレーショナルデータベースサーバ２５０は、（従属データベース２５５、２５７、および２５９に）かなりの原子炉シミュレーションの集合体を含み、したがって、他の原子炉プラントの運転サイクルの原子炉シミュレーションからのかなりの量の履歴の従属変数データを含む。たとえば、譲受人は、ほぼ２０年にわたってほぼ３０のＢＷＲについて燃料およびエンジニアリングサービスを提供してきたため、（ほぼ１．５年平均サイクル長が与えられるとすると）ほぼ４００の完全な露出消耗サイクルが利用可能である。４００の運転サイクルについてのデータの集合体は、原子炉の運転を評価するための意味のある情報の集合体である。
【０２２０】
この情報は、本発明の例示的な方法によって、また、情報からの予測をもたらすために利用されることができる。たとえば、段階２３０の一部として、プロセッサ４００は、移植すべき類似のプラント構成を有するプラントから履歴のシミュレーションデータを取り出す。この履歴の従属変数データもまた、評価のために、０．０〜１．０のスケール上の時間に関して正規化されるが、当業者に明らかになるように、任意の他の正規化スケールが採用されることができる。
【０２２１】
このデータは全て、全てのデータが０〜１（０．０＝ＢＯＣ、１．０＝ＥＯＣ）の範囲になるように、時間（露出）に関して正規化されたが、種々の記憶された運転サイクルについての運転方策の一部は異なる。その結果、データベースサーバ２５０内のサイクルデータのより大きな集合体をフィルタリングして、評価される特定のプラントに対して、プラント運転スタイルが最もよく似たデータのサブセットを収集することが望ましい。
【０２２２】
フィルタリングパラメータは、サイクル長、パワー密度、平均ガドリニア濃度、流量方策、装荷方策などを含んでもよいが、それに限定されない。こうして、フィルタリングされた履歴のデータは、類似のプラント運転スタイルからのデータを組み込む。上記フィルタリングプロセスの結果として、予測される不確定性は、小さくなり、燃料サイクル効率を改善するのに使用されてもよい。
【０２２３】
同様に、最小２乗法、ニューラルネットワーク、または任意の他の傾向補足数学によって、上記連続変数に対する相関を提供することも望ましい。相関を提供する際に、より大きなデータの集合を組み込むことができ、また、大域的な傾向が含まれてもよく、恐らく、予測される不確定性のさらなる減少をもたらし、それらを使用して、燃料サイクル効率が改善されてもよい。
【０２２４】
図３０は、例示的な方法に従って、時間依存平均バイアス値の計算を説明するための、正規化された時間に対する所与の運転限界についての較正された時間依存バイアスのグラフである。図３１は、例示的な改定されたマージン決定方法に従って、時間依存不確定性値の計算を説明するための、正規化された時間に対する時間依存不確定性のグラフである。
【０２２５】
一般に、正規化された履歴の従属変数データは、時間依存平均バイアス値を計算するために、プロセッサ４００によって使用され、時間依存平均バイアス値は、プラントのオフラインシミュレーションの結果として計算された予測された従属変数データ（所与の運転限界に対する所与のマージンなど）についてサイクル内の全ての将来の時間における予測される期待されるバイアスを提供するであろう。
【０２２６】
図３０では、移植すべき類似のプラント構成を有するプラントの３０の特定された運転サイクルについて、時間依存バイアス曲線が示される。この情報は、プロセッサ４００によって、データベースサーバ２５０から取り出される。評価されるそれぞれの履歴のサイクルについて、履歴の従属変数データについてのバイアス値は、わかっており、前もって計算されている（また、データベースサーバ２５０に記憶されている）。所与の記憶された履歴の運転サイクルについて、所与の露出点においてわかっているバイアス値は、所与の履歴のサイクルについてのその露出点における、測定された運転限界と予測された運転限界との差を表す。
【０２２７】
選択されたデータ（データは、ここでは、それぞれの履歴の運転サイクルの履歴の従属変数データのそれぞれについて、全ての露出点に沿ってわかっているバイアス値である）が、０．０〜１．０の全部で３０のサイクルについて収集されると、データは、評価されるプラントの運転サイクルの作動時のその時の時間、たとえば、評価されるサイクル時間内の時点に対して較正される。
【０２２８】
たとえば、また、図３０を参照すると、プラントのサイクル運転２９１０が、ほぼ１０％終了した場合（ｔ＝０．１０）、全ての時間間隔の全てのデータ（全てのバイアス値）は、ｔ＝０．１０における値（測定された従属変数と予測された従属変数の比）が、ｙ軸上でゼロに設定されるまで、下方または上方に較正されるべきである。ｔ＝０．１０後のバイアス値に対する較正は、較正を補正するために調整されることになる。図３０は、ｔ＝０．１０において複数の曲線（３０曲線）がどのように較正されるかを示す。上記例は、ｔ＝０．１０において値をゼロに設定するために、加算−減算によって較正を特定するが、ｔ＝０．１０において値をゼロに設定するために、乗算−除算を使用して、較正を実施することもできる。加算−減算または乗算−除算による較正は、最小の将来の不確定性の予測を提供する数学的プロセスによって選択されてもよい。
【０２２９】
図３０からわかるように、全ての線は、ｔ＝０．１０においてゼロを通過する。これは、任意所与のその時の時間（この例ではｔ＝０．１０）において、オフラインシミュレーション結果（予測されたマージン）と運転中のプラントで測定された結果（所与の運転限界に対する実際のマージン）との間のわかっている正確なバイアスが存在するからである。較正曲線から、２つの時間依存曲線が決定される。最初に、将来のデータ（ｔ＞０．０１）の全てを平均することによって、時間（露出）依存バイアス値が決定される（２９４０）。先の例では、データは、ある程度ランダムであり、全ての将来の時間についての時間依存バイアスは、ほぼ０．０である。図３０では、この時間依存バイアス値は、曲線３００として示される。曲線３００は、ｔ＝０．１（その時の時間）とｔ＝１．０（将来の時間）との間のそれぞれの評価される露出点における３０の曲線のバイアス値の平均である。
【０２３０】
相応して、時間依存バイアス値（曲線３００）を計算するために、正規化された履歴の従属変数データは、わかっているバイアス値をプラントの運転サイクル内のその時の露出点に強制的に合わせるように較正される。時間依存平均バイアス値は、評価されるプラントにおいてその時の露出点から較正された、露出点のそれぞれにおける、正規化された履歴の従属変数データの全てのバイアス値を平均することによって決定される。
【０２３１】
次に、また、図３１に示すように、時間（露出）依存不確定性が決定される（２９５０）。これは、現在時間より大きい全ての時間（この例では、ｔ＝１．０より大きい全ての時間）における標準偏差を計算することによって決定される。時間依存不確定性曲線の例は、図３１に示される。図３１の曲線は、図３０の時間依存バイアス曲線３００の各露出点における標準偏差を表す。図３１では、全体が放物線形状の曲線は、バイアス値の不確定性が、時間経過と共に増加することを指示することがわかる。こうして、設計者が、ｔ＝０．２など、（過去または現在の）サイクル内の任意の時点において、自分がどこにいるかがわかる場合、曲線を使用して、サイクル内の任意の他の将来の時間における予測される従属変数データについてバイアス値の不確定性を予測することができる。
【０２３２】
図３０および図３１の曲線をより詳細に調査することによって観測結果が得られる。時間に対してランダム系の「σ」として表される、不確定性の全てに関連する正確でかつ単純な相関が存在する。系の不確定性σが、任意の時点（たとえば、ｔ＝ｒｅｆ）においてわかっている場合、任意の他の時点の不確定性σは、（３）の式のセットによって計算することができる。
【０２３３】
【数３】
または、書き直して、
【０２３４】
【数４】
または、書き直して、
【０２３５】
【数５】
…（３）
（３）の最後の式は、モデル化された独立変数測定−予測系について、要求される将来の従属変数不確定性を決定するのに使用される関係を示す。（３）において、ｔtarget＝所望の不確定性の所望の時間、ｔref＝系の不確定性がわかっている基準時間、σref＝基準時間（ｔref）における基準不確定性、そして、σtarget＝所望時間（ｔtarget）における所望の不確定性である。（３）の最後の式に示すように、したがって、相対時間は相対不確定性に等しく、相対不確定性は相対時間に等しい。したがって、この関係の利用は、将来の不確定性の決定を可能にすることができる。その結果、必要とされる将来時間の量（すなわち、次の制御羽根シーケンス間隔）および基準時間からのデータが与えられるとすると、必要とされる将来の不確定性の良好な推定を決定することができる。この情報の組合せは、最大燃料サイクル効率を提供し、同時に、事故の無い運転を提供することができる。
【０２３６】
原子炉についての多数の不確定性曲線が無限大に増加するにつれて、表現（３）が正確になることを確認するために、広範囲のコンピュータ実験が実施された。
【０２３７】
図３２は、所与の運転限界についてのマージンが、評価されるプラントについて設定されたリスク許容レベルを満たすために、時間依存バイアス値および時間依存不確定性に基づいてどのように計算されるかの説明を支援するためのグラフである。時間依存バイアス値が決定され（２９４０）、時間依存不確定性が決定された（２９５０）ので、この情報を使用して、所与の運転限界に対する要求された、または、改定されたマージンを決定することができる（２９７０）。この計算は、評価されるプラントについてリスク許容レベル２９６０を得ることに基づく。
【０２３８】
リスク許容レベルは、顧客の原子炉プラントの運転限界を満たすという所望の予測可能性、または、換言すれば、その時の運転サイクルの所与の期間中に事故が起こらないという確率として理解されてもよい。たとえば、履歴のデータ点の数が多く（３０より多いなど）、顧客が、第１のシーケンスのサイクル運転について、固定ロッドパターンを用いて原子炉を運転する所与の確率（すなわち、９０％、９５％、９９％、９９．９％など）を欲した場合、図３２の以下のマージンが必要とされることになる。履歴のデータ点のより小さな集合が使用されるか、または、特定の信頼度レベルが必要とされる場合、確率Ｋ値として知られる乗算器定数は、適切な信頼度補正を使用すべきである。
【０２３９】
図３２（ｔ＝０）において、曲線Ａは、任意の必要とされる熱またはパワー関連結果（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなど）の実際の運転限界を現す。これは、プラントの運転中に超えられるべきでないラインである。曲線Ｂは、任意の将来の時間において運転限界が違反されないことを確保するための必要とされる設計目標を表す。顧客は、第１のシーケンスの運転（ｔ＝０、ｔ＝０．１）が、ロッドパターン修正を全く必要としないことを確保したいと思う場合、ｔ＝０．１において、必要とされるマージン予測を利用するであろう。
【０２４０】
図３２において、０．９７１の設計目標運転限界は、ロッド調整が必要とされないことを、９９．０％の確率で確保するのに十分なマージンを提供することになる（ｔ＝０．１の曲線Ｃを参照されたい）。同様に、図３２において、０．９５３の設計目標は、ロッド調整が必要とされないことを、９９．９％の確率で確保すために必要とされることになる。９９．９％は、この「事故無し」についての顧客のリスク許容レベルを表す。
【０２４１】
相応して、確率の値またはリスク許容レベルは、時間依存不確定性ｓによって乗算される乗算器定数Ｋを決定するのに使用される、または、ｓｔａｒｇｅｔ＝Ｋｓｒｅｆ（ｓｒｅｆは、所与の時点におけるわかっている基準不確定性である）であり、サイクルの任意の時点における不確定性の予測を提供する。いずれの場合でも、顧客固有のまたはプラント固有の解を、容易に決定することができる。
【０２４２】
ほとんどの場合、運転限界を満たすという所望の予測可能性に基づいて運転限界を決定することは、より大きな運転の柔軟性および優れた燃料サイクル効率（曲線Ｄの履歴の設計目標限界よい大きい）のためのさらなるマージンを提供する場合がある。どんな場合でも、例示的な方法は、原子炉運転についてより見識のあるプランを反映する場合がある。
【０２４３】
プロセッサ４００による２９７０における改定されたマージン計算に基づいて、設計者は、その後、手（手作業の計算）によるか、または、所望のロッドパターン、炉心流量、パワーレベルなどを決定するための最適化ルーチンを使用して、プロセッサ４００を使用してプラント運転パラメータを改定することができる（２９８０）。必要であるか、または、所望される場合、その時のサイクル中に運転条件を変更するために、任意の提案された変更が、評価されるプラントのオペレータに送られてもよい。
【０２４４】
ここで再び図４を参照すると、図２８の炉心トラッキングルーチンおよび図２９〜３２の改定されたマージン決定ルーチンが終了すると、上述した修正ロッドパターンツールは、炉心トラッキングルーチンおよび改定されたマージン決定ルーチンから決定された改定されたマージンおよびその時の運転条件を使用して、許容可能なパワー増強炉心設計のために、対象となるサイクルで反復されてもよい。相応して、ブロック５００の限界は、更新され、シミュレーションに引き続き、全ての限界が満たされる、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内になったと、ユーザまたは設計者が判定するまで、評価および潜在的なロッドパターン修正サブ処理が実施される。さらに、ブロック１２００の処理段階１２ａ〜１２ｃは、許容可能なパワー増強炉心設計について、全てのエネルギーサイクルが評価されるまで、各エネルギーサイクルについて繰り返されてもよい（ブロック１３００）。
【０２４５】
したがって、例示的な実施形態によれば、パワー増強運転のために原子炉炉心を設計する方法およびシステムが提供される。システムは、増強パワー環境において試験初期原子炉炉心設計をシミュレートするＧＵＩおよび処理を含む。
【０２４６】
その時認可されたパワーレベルの１００％以上で原子炉炉心を運転するための要件に関連する制約または限界は、ＧＵＩを介してユーザによって入力され、初期試験原子炉炉心設計は、限界に基づいて生成される。ユーザは、その後、パワー増強要件を満たすために、１つまたは複数の自動化ツールを選択して、ロッドパターン（制御羽根パターン）炉心装荷パターンおよび所望の独自の新しい燃料集合体型（新しい燃料装荷パターン）を修正してもよい。
【０２４７】
各ツールについて、ユーザは、原子炉シミュレーションを始動し、目的関数を利用して、シミュレートされた修正された炉心設計が、どれほど厳密に、制約を満たすかを判定する。ＧＵＩを介して、ユーザは、その後、集合体設計の変更、制御ロッド配置、露出した、または、新しい燃料配置などによって所与の炉心設計を修正し、シミュレーションを繰り返して、派生した原子炉炉心設計の性能改善を測定してもよい。増大したパワーで、または、ユーザおよび／または顧客にとって許容可能な所与の限界（複数可）に対するマージン内で、許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて装荷された原子炉を運転するための全ての限界（パワー増強運転についての限界を含む）を、炉心設計が満たすまで、修正機能、シミュレーション機能、および評価機能が、反復して繰り返されてもよい。
【０２４８】
所望に応じて、ユーザは、炉心トラッキング機能、および、その時のプラント条件およびその時のプラント内での運転のためのパワー増強要件に基づいて、許容可能なパワー増強炉心設計を改定する改定されたマージン決定機能を実施してもよい。運転限界（熱、パワーなど）に対する改定されたマージンの決定によって、修正ロッドパターンツールは、反復されて、定格熱出力を超えた運転のための全ての限界および制約を、改定されたマージンを有するパワー増強炉心設計が依然として満たすことが確認されてもよい。許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて、プラントオペレータおよび／または要員は、その後、次の予定した停止時に原子炉炉心を修正して、所望の増大した熱出力が達成され、ＮＲＣが認可する要件を満たされる。
【０２４９】
本発明の例示的な実施形態が述べられたが、同じ方法は、多くの方法において変わってもよいことが明らかである。たとえば、例示的な方法およびシステムを述べる図１〜４、６、１１、１３、１４、１８Ａ〜１８Ｂ、２２、２３Ａ〜２３Ｂ、２５、および２７Ａ〜２７Ｂから２９の機能ブロックは、ハードウェアおよび／またはソフトウェアで実施されてもよい。ハードウェア／ソフトウェア実施態様は、図示するプロセッサ（複数可）および／または製品（複数可）の組合せを含んでもよい。製品（複数可）は、さらに、記憶媒体および実行可能なコンピュータプログラム（複数可）を含んでもよい。
【０２５０】
実行可能なコンピュータプログラム（複数可）は、パワー増強炉心設計を決定するために述べたプロセスまたは機能を実施するための命令を含んでもよい。コンピュータ実行可能なプログラム（複数可）はまた、外部から供給される伝播信号（複数可）の一部として設けられてもよい。
【０２５１】
本発明の技術的効果は、評価される所与のプラントにおいて原子炉運転のための全ての入力された限界および制約を満たす原子炉炉心にパワー増強炉心設計を効率的に開発する方法を提供するための、複数プロセッサ（複数可）の処理能力、および／または、１つまたは複数のプロセッサによって実施されるプログラムのコンピュータプログラムロジックを呼び出すシステムおよび／または方法であってよい。さらに、例示的な実施形態の技術的効果は、プラントの定格熱出力を超えた原子炉パワー運転に関連する限界を含む、全ての入力された限界を満たす、指定されたロッドパターン、露出した燃料および新しい燃料アセンブリについての炉心装荷パターンを有するパワー増強炉心設計を、迅速に、生成し、シミュレートし、修正し、完成させる能力を、内部ユーザおよび外部ユーザに提供するコンピュータ／処理駆動式システムを提供する。許容された設計は、その後、次の予定された停止時に評価される原子炉プラントの炉心に装荷されてもよく、炉心は、決定されたパワー増強炉心設計によって、次のサイクルおよびその後のサイクルで動作する。
【０２５２】
こうした変形は、本発明の例示的な実施形態の精神および範囲からの逸脱とみなされるべきではなく、当業者にとって明らかである全てのこうした変更形態は、添付特許請求項の範囲に含まれることを意図される。
【図面の簡単な説明】
【０２５３】
【図１】本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を実施する構成を示す図である。
【図２】図１に示す構成のアプリケーションサーバを示す図である。
【図３】本発明の例示的な実施形態による、下位データベースを有するリレーショナルデータベースとして図１に示すメモリを詳細に示す図である。
【図４】本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を実施する構成を示すプロセスフロー図である。
【図５】例示的なクライアント入力のプラント固有の制約を示すスクリーンショットである。
【図６】本発明の例示的な実施形態による、初期試験原子炉炉心設計についての新しい燃料集合体カウントの決定を記述するフローチャートである。
【図７】本発明の装荷マップエディタ６０１を使用した、部分的に完了した装荷テンプレートの４分の１炉心のスクリーンショットである。
【図８】装荷マップエディタ６０１によって表示される再装荷ウィンドウを示すスクリーンショットである。
【図９】フィルタツール６３２を示すスクリーンショットである。
【図１０】新しい集合体を燃料テンプレート内に装荷するための、装荷マップエディタ６０１によって表示される装荷フレッシュウィンドウを示すスクリーンショットである。
【図１１】本発明の例示的な実施形態による、修正ロッドパターンツールの実施態様を示すフローチャートである。
【図１２】制御羽根シーケンスがどのように入力されるかを示すスクリーンショットである。
【図１３】シミュレーション段階Ｓ３０をさらに詳細に示すフローチャートである。
【図１４】図１１の比較段階をさらに詳細に示すフロー図である。
【図１５】目的関数計算の終了後の再検討のためにユーザに利用可能な例示的なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１６】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１７Ａ】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１７Ｂ】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１８】本発明による、例示的な修正ロッドパターンツールによる、ロッドパターン修正および反復処理段階を記述するフロー図（図１８Ａ，図１８Ｂ）である。
【図１９】ロッドパターンを修正するために、羽根グループを定義するためのスクリーンショットである。
【図２０】最適化プロセスを構成することを示すスクリーンショットである。
【図２１】沸騰水型原子炉炉心設計の最適化問題に関連する最適化制約を列挙する例示的な最適化制約ページのスクリーンショットである。
【図２２】本発明の例示的な実施形態による、目的関数を採用する最適化プロセスのフローチャートである。
【図２３】本発明による、例示的な修正炉心装荷パターンツールによる、炉心装荷パターン修正および反復処理段階を記述するフロー図（図２３Ａ，図２３Ｂ）である。
【図２４】本発明の例示的な実施形態による、図２３Ａの修正段階Ｓ７６をさらに詳細に示すスクリーンショットである。
【図２５】本発明の例示的な実施形態による、Ｎストリーミングツールの機能を示すフローチャートである。
【図２６】集合体選択ウェブページのスクリーンショットである。
【図２７】本発明によるＮストリーム（独自の新しい燃料集合体型）の修正を記述するフロー図（図２７Ａ，図２７Ｂ）である。
【図２８】炉心トラッキング機能をより詳細に示すフロー図である。
【図２９】所与の運転限界に対する改定されたマージンを決定する方法を説明するプロセスフロー図である。
【図３０】例示的な方法に従って、時間依存平均バイアス値の計算を説明するための、正規化された時間に対する所与の運転限界についての較正された時間依存バイアスのグラフである。
【図３１】例示的な改定されたマージン決定方法に従って、時間依存不確定性値の計算を説明するための、正規化された時間に対する時間依存不確定性のグラフである。
【図３２】所与の運転限界についてのマージンが、評価されるプラントについて設定されたリスク許容レベルを満たすために、時間依存バイアス値および時間依存不確定性に基づいてどのように計算されるかの説明を支援するためのグラフである。
【符号の説明】
【０２５４】
２００ アプリケーションサーバ
２０５ バス
２１０ ホストプロセッサ
２２５ ネットワークインタフェース
２３０ グラフィカルユーザインタフェース
２５０ データベースサーバ
２５１ 限界データベース
２５２ 新しい燃料集合体設計データベース
２５３ 待ち行列データベース
２５４ 履歴の燃料サイクル（炉心）設計データベース
２５５ シミュレータ結果データベース
２５６ 装荷テンプレートデータベース
２５７ 目的関数値データベース
２５８ 燃料プールデータベース
２５９ ３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース
２６０ 暗号サーバ
２７５ ＬＡＮ
３００ 外部ユーザ
３５０ 内部ユーザ
３７５ ソケット層接続
４００ 計算サーバ
５０５ クライアント入力の場所固有の制約
５１０ 設計値限界
６０１ 装荷マップエディタ
６０８ Ｆｉｌｅメニュー
６０９ Ｅｄｉｔボタン
６１０ Ｖｉｅｗメニュー
６１１ 燃料集合体フィールド
６１２ 燃料集合体位置
６１３ Ｌｏａｄ Ｔｙｐｅツール
６１４ Ｆｒｅｓｈボタン
６１５ Ｒｅｓｉｎｓｅｒｔボタン
６１６ Ｌｏｃｋｅｄボタン
６１７ Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇツール
６１８ Ｎｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅツール
６１９ Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン
６２０ Ｍａｎｕａｌボタン
６２１ Ｚｏｏｍスライドボタン
６２２ Ｆｉｌｔｅｒｄ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ表
６２４ Ｒｅｌｏａｄｉｎｇ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ表
６２６ 優先度番号
６３０ ツールのセット
６３２ フィルタツール
６３４ 右移動ツール
６３６ 左移動ツール
６３８ 削除ツール
６４０ フィルタウィンドウ
６４２ 選択ボックス
６４４ フィルタオペレータ
６４６ フィルタ量
６５０ Ｆｒｅｓｈ Ｂｕｎｄｌｅ Ｔｙｐｅｓ表
６６０ Ｆｒｅｓｈ Ｂｕｎｄｌｅ Ｐｏｏｌ表
６６２ 型番号
１０００ システム
１２１１ Ｅｘｐｏｓｕｒｅ段階
１２１３ Ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ Ｔａｙｐｅ
１２１５ 詳細Ｒｏｄ Ｐａｔｔｅｒｎ
１２１７ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐ
１２３０ Ｓｅｔ Ｒｏｄｓボックス
１２３５ エディットボックス
１５０５ チェックされたボックス
１６１０ プルダウンメニュー
１７０５ グラフ−ＭＡＰＬＨＧＲ Ｃｏｒｅ Ｍａｘ ｖｓ．Ｅｘｐｏｓｕｒｅ
１７１０ グラフ−ＭＡＰＬＨＧＲ Ａｘｉａｌ Ｎｏｄａｌ ｖｓ．Ｅｘｐｏｓｕｒｅ
１７２０ 限界
１７２５ 限界
１７３０ 限界違反
１７３５ 限界違反
１７４０ ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体
１７５０ ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体
１９４０ Ｄｅｆｉｎｅ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐｓスクリーンショット
１９４１ セル
１９４２ Ｏｐｔｉｏｎｓプルダウンメニュー
１９４５ Ｓｅｔ Ｂｌａｄｅ Ｃｏｎｓｔｒａｉｎｔｓウィンドウ
１９５０ Ｍｉｎｉｍｕｍ Ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄
１９５５ Ｍａｘｉｍｕｍ Ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄
１９６０ 不許可欄
２００５ 最適化構成スクリーン
２０４０ 最適化パラメータ
２０４２ 選択ボックス
２１５０ 最適化制約
２１５２ Ｄｅｓｉｇｎ Ｖａｌｕｅ
２１５４ 選択ボックス
２１５６ Ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ
２１５８ Ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅフィールド
２４０５ Ｆｕｅｌ Ｓｈｕｆｆｌｉｎｇページ
２４１０ Ｂｕｎｄｌｅ Ｓｈｕｆｆｌｅタスクバー
２４１５ 基準炉心設計のスクリーン
２４２０ 新しい燃料集合体
２４２５ ポップアップウィンドウ
２４２７ 色別キー
２４３０ Ｓｗａｐボタン
２６００ 集合体選択ウェブページ
２６０５ 置換えの新しい燃料集合体
２６１０ ボックス
３０００ 曲線−時間依存バイアス値
【技術分野】
【０００１】
本出願は、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された以下の米国特許出願、すなわち、２００２年１２月１８日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｒｏｄ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ，ＩＩ，他に対する第１０／３２１，４４１号、２００３年３月３１日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｃｏｒｅ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ，ＩＩ，他に対する第１０／４０１，６０２号、および、２００２年１２月２３日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｄｅｓｉｇｎｓ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する第１０／３２５，８３１号の一部継続出願であり、また、３５米国特許法第１２０条の下で、これら出願に対して国内の優先的利益を請求する。これら出願のそれぞれの全体の内容は、参照により本明細書に組み込まれる。
【０００２】
本発明の例示的な実施形態（複数可）は、一般に、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法およびシステムに関連する。
【背景技術】
【０００３】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）または加圧水型原子炉（ＰＷＲ）などの原子炉の炉心は、異なる特性を有する、燃料ロッド（ＢＷＲ）または燃料ロッドのグループの数百の個々の燃料集合体を有する。これらの集合体（または燃料ロッドグループ）は、燃料集合体内のロッド間、および燃料集合体間の相互作用が、政府および顧客固有の制約を含む全ての法規制上および原子炉設計上の制約を満たすように配置される。さらにＢＷＲの場合、制御機構、たとえばロッドパターン設計および炉心流量が、炉心サイクルエネルギーを最適にするように決定される必要がある。炉心サイクルエネルギーは、停止時に行われるなどの、新しい燃料要素で炉心をリフレッシュすることが必要となるまでの原子炉炉心が発生するエネルギー量である。
【０００４】
ＢＷＲの場合、たとえば、炉心内の潜在的な燃料集合体構成の数および集合体内の個々の燃料ロッド型は、数百の階乗を越える可能性がある。これらの多くの異なる潜在的な構成の内で、燃料ロッド型の構成によって規定される燃料集合体設計のほんのわずかな割合だけが、原子炉の特定の炉心において全ての適用可能な設計制約を満たすことができる。さらに、全ての適用可能な設計制約を実際に満たすこれらの燃料集合体設計のわずかな割合だけが経済的である。
【０００５】
従来、ＢＷＲ炉心に使用可能な典型的な燃料集合体は、約１０と３０を越える値との間の異なる燃料ロッド型、したがって、異なる燃料集合体アセンブリ構成を含むことができる。これは、異なるロッド型の数が大きいほど、消費者により高い集合体コストをもたらす可能性のある製造時の複雑さおよびコストが増大する点で望ましくない。
【０００６】
従来、ロッドパターン、燃料集合体、および／または炉心設計の決定は、試行錯誤によって行われていた。具体的には、エンジニアまたは設計者の過去の経験のみに基づいて、特定の設計を行う際に初期設計が特定された。炉心の特定の燃料集合体設計のような最初に特定された設計は、次に、コンピュータによって仮想上の炉心でシミュレートされた。特定の設計制約が満たされなかった場合、構成が修正され、別のコンピュータシミュレーションが実行された。上記に説明された手順を使用して適切な設計が特定されるまでに、通常何週間もの時間的資源が必要であった。
【０００７】
たとえば、使用される１つの従来のプロセスは、原子炉プラント固有の運転パラメータを、入力ファイルとして機能することができるＡＳＣＩＩテキストファイルに繰り返し入力することを設計者に要求する独立型の手動プロセスである。入力ファイルに入力されたデータは、新しい燃料集合体および露出した燃料集合体の配置の構成、制御羽根（評価された原子炉が沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の場合）の羽根ノッチ位置、可溶性ホウ酸濃度（たとえば、ＰＷＲの場合）、炉心流量、炉心露出（たとえば、１ショートトンにつきメガワット日で測定された炉心エネルギーサイクルの燃焼量（ＭＷＤ／ｓｔ））などを含むことができる。
【０００８】
適切なコンピュータ上で実行するソフトウェアプログラムとして具現化することができる、原子力規制委員会（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ）（ＮＲＣ）認可の炉心シミュレーションプログラムは、たとえば、結果として得られた入力ファイルを読み取り、シミュレーションの結果をテキストまたはバイナリファイルに出力する。次に、設計者は、シミュレータ出力を評価して、設計基準が満たされているかどうかを判定し、さらに熱限界のマージンに対する違反が生じていないことを検証する。設計基準を満たさなかった場合（すなわち、１つまたは複数の限界の違反）は、入力ファイルへの設計者による手動での修正を必要とする。特に、設計者は、１つまたは複数の運転パラメータ（複数可）を手動で変更し、炉心シミュレーションプログラムを再実行させることになる。このプロセスは、満足のいく設計が達成されるまで繰り返すことができる。
【０００９】
このプロセスは時間がかかる。要求されるＡＳＣＩＩテキストファイルは、構築するのが困難であり、しばしばエラーを起こしやすい。ファイルは、固定フォーマットであり極めて長く、５千またはそれ以上の命令行を越えることがある。ファイルの単一のエラーが、シミュレータのクラッシュを引き起こし、悪くすると、最初に検出するのが難しい場合がある少し逸脱した結果を生じるが、実際の運転中の原子炉炉心に配置されたときに、時間と反復を浪費し、恐らくは炉心サイクルエネルギーを減少させることになる。さらに、手動の反復プロセスによって、設計者をより好ましい解（ｓｏｌｕｔｉｏｎ）に導くための支援は提供されない。その時のプロセスにおいて、担当の設計者または技術者の経験と直感が、設計解を決定する唯一の手段である。
【特許文献１】米国特許出願第１０／３２１，４４１号
【特許文献２】米国特許出願第１０／４０１，６０２号
【特許文献３】米国特許出願第１０／３２５，８３１号
【特許文献４】米国特許出願第１０／６７８，１７０号
【特許文献５】米国特許出願第１０／２４６，７１８号
【特許文献６】米国特許出願第１０／２４６，７１６号
【特許文献７】米国特許第５，７９０，６１６号
【特許文献８】米国特許第５，２７２，７３６号
【特許文献９】米国特許第５，７９０，６１８号
【特許文献１０】米国特許第５，９１２，９３３号
【特許文献１１】米国特許第６，１９８，７８６Ｂ１号
【特許文献１２】米国特許第６，４０４，４３７Ｂ１号
【特許文献１３】米国特許第５，９２３，７１７Ａ号
【特許文献１４】米国特許第６，０７５，５２９Ａ号
【特許文献１５】米国特許第６，３８１，５６４Ｂ１号
【特許文献１６】米国特許出願２００４／０１９１７３４号
【特許文献１７】米国特許出願２００４／０２２０７８７号
【特許文献１８】米国特許出願２００４／０１０１０８３号
【特許文献１９】米国特許出願２００５／００１５２２７号
【特許文献２０】米国特許出願２００６／０１４９５１４号
【特許文献２１】米国特許第６，７４８，３４８号
【特許文献２２】米国特許第６，９３４，３５０号
【特許文献２３】米国特許出願２００４／００５２３２６号
【特許文献２４】米国特許出願２００４／００６６８７５号
【特許文献２５】米国特許第６，２０８，９８２号
【特許文献２６】米国特許出願２００４／００１３２２０号
【特許文献２７】米国特許第６，２６３，０３８号
【特許文献２８】米国特許出願２００２／０１０１９４９号
【特許文献２９】米国特許第６，４３０，２４７号
【特許文献３０】米国特許出願２００２／００８５６６０号
【特許文献３１】米国特許第６，２４３，８６０号
【特許文献３２】米国特許出願２００５／００１８８０６号
【特許文献３３】米国特許第６，０２６，１３６号
【特許文献３４】米国特許第６，５２６，１１６号
【特許文献３５】米国特許出願２００４／００９６１０１号
【特許文献３６】米国特許出願２００２／０１０１９５１号
【特許文献３７】米国特許出願２００４／０１２２６２９号
【特許文献３８】米国特許出願２００４／００５９５４９号
【特許文献３９】米国特許出願２００４／００５９６９６号
【特許文献４０】米国特許出願２００３／００８６５２０号
【特許文献４１】米国特許第４，８５１，１８６号
【特許文献４２】米国特許第６，７０１，２８９号
【特許文献４３】米国特許第６，３３８，１４９号
【非特許文献１】Ｚｈｉａｎ Ｌｉ，Ｓａｍｕｅｌ Ｈ．Ｌｅｖｉｎｅ著「ＡＵＴＯＬＯＡＤ，Ａｎ Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｏｐｔｉｍａｌ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｒｅｌｏａｄ Ｄｅｓｉｇｎ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ ａｎ Ｅｘｐｅｒｔ Ｍｏｄｕｌｅ」ＮＵＣＬＥＡＲ ＳＣＩＥＮＣＥ ＡＮＤ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ：１１８，１９９４
【非特許文献２】Ｈａｎ Ｇｏｎ Ｋｉｍ，Ｓｏｏｎ Ｈｅｕｎｇ Ｃｈａｎｇ，Ｂｙｕｎｇ Ｈｏ Ｌｅｅ著「Ｏｐｔｉｍａｌ Ｆｕｅｌ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎ Ｄｅｓｉｇｎ Ｕｓｉｎｇ ａｎ Ａｒｔｉｆｉｃｉａｌ Ｎｅｕｒａｌ Ｎｅｔｗｏｒｋ ａｎｄ ａ Ｆｕｚｚｙ Ｒｕｌｅ−Ｂｅｓｅｄ Ｓｙｓｔｅｍ」ＮＵＣＬＥＡＲ ＳＣＩＥＮＣＥ ＡＮＤ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ：１１５，１９９３ ｐｐ．１５２−１６３
【非特許文献３】Ｌｉａｎ Ｓｈｉｎ Ｌｉｎ，Ｃｈａｕｎｇ Ｌｉｎ著「Ａ ＲＵＬＥ−ＢＡＳＥＤ ＥＸＰＥＲＴ ＳＹＳＴＥＭ ＦＯＲ ＡＵＴＯＭＡＴＩＣ ＣＯＮＴＲＯＬ ＲＯＤ ＰＡＴＴＥＲＮ ＧＥＮＥＲＡＴＩＯＮ ＦＯＲ ＢＯＩＬＩＮＧ ＷＡＴＥＲ ＲＥＡＣＴＯＲＳ」Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｖｏｌ．９５ Ｊｕｌｙ １９９１，ｐｐ．１−８
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
例示的な実施形態は、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を対象とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
方法において、パワー増強運転について満たされるべき制約のセットが入力され、試験原子炉炉心設計が、制約に基づいて生成される。制約を基準にして試験炉心設計を評価するために、自動化ツールのセットから１つまたは複数の自動化ツールを選択させることができる。その後、選択されたツールが動作することができる。選択された自動化ツールの動作は、複数の出力を生成するために、制約に基づいて、試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートすること、制約を基準にして出力を比較すること、および、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供することを含む。自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【００１２】
別の例示的な実施形態は、パワー出力増大のための原子炉の炉心を設計するシステムを対象とする。システムは、対象となる原子炉プラントについて、評価される試験原子炉炉心設計を記憶するメモリと、対象となるプラントの炉心内でのパワー増強運転について満たされるべき制約のセットを受信するインタフェースと、制約を基準にして試験設計を評価するのに使用可能な１つまたは複数の自動化ツールを反復させるプロセッサとを含む。インタフェースは、自動化ツールの１つまたは複数の選択を可能にして、制約に基づいて、試験設計の原子炉運転をシミュレートし、複数の出力を生成する。プロセッサは、選択された自動化ツールを反復させて、制約を基準にして出力を比較し、また、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された任意の制約を指示するデータを、インタフェースを介して生成する。
【００１３】
別の例示的な実施形態は、プラントが、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転することを可能にする原子炉プラント用の炉心を対象にする。炉心は、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転するための運転限界を満たす、プラント用の炉心設計を生成する最適化プロセスを採用する自動化ツールのセットを使用して決定されるパワー増強炉心設計に従って装荷されている。自動化ツールは、炉心設計を生成するために、ロッドパターン設計ツール、炉心装荷パターン設計ツール、および、新しい燃料集合体型設計ツールを含む。
【００１４】
本発明の例示的な実施形態は、添付図面を参照して、本発明の例示的な実施形態を詳細に述べることによってより明らかになるであろう。図面では、同じ要素は、同じ参照番号で表され、図面は、例証する目的だけのために与えられ、本発明の例示的な実施形態を制限しない。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１５】
以下でより詳細に述べられるように、例示的な実施形態は、増大パワー運転のための原子炉炉心を設計する方法およびシステムを対象にする。システムは、プログラムのユーザが、増強パワー環境内で初期試験原子炉炉心設計を仮想上でシミュレートすることを可能にする、グラフィカルユーザインタフェース（ＧＵＩ）および処理媒体（たとえば、ソフトウェア駆動式コンピュータプログラム、プロセッサ、アプリケーション（複数可）など）を含んでもよい。
【００１６】
ＧＵＩを介して、ユーザは、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で原子炉炉心を運転するための要件に関連する制約または限界を入力し、初期試験原子炉炉心設計を生成する。ユーザは、その後、１つまたは複数の自動化設計ツールを選択して、入力制約を満たすように試験原子炉炉心設計を修正してもよい。
【００１７】
各自動化設計ツールは、ある炉心特徴またはパラメータを生成する、かつ／または、最適にするソフトウェア駆動式アプリケーションまたはプログラムとして具現化されてもよく、ソフトウェア駆動式アプリケーションまたはプログラムは、増強パワー要件を満たすために、炉心についてロッドパターン（制御羽根パターン）を修正する自動化ツールと、増強パワー要件を満たすために、炉心内での炉心装荷パターンを修正する自動化ツールと、所望の独自の新しい燃料集合体型および炉心内の配置などを最適にする、かつ／または、決定する自動化炉心設計ツールなどを含むがこれに限定はされない。それぞれのツールについて、ユーザは、修正された炉心設計の原子炉シミュレーション（たとえば、ＮＲＣによって使用許諾されたシミュレーションコードを使用する３Ｄシミュレーション）を始動し、シミュレーションからの出力を閲覧することができる。
【００１８】
それぞれの自動化ツールは、シミュレートされた修正炉心設計が、どれほどよく、制約を満たすかを判定するための目的関数を利用する。目的関数は、制約または限界を組み込み、限界に対する炉心設計の忠実度を定量化する数学的公式である。ＧＵＩは、目的関数によって判定される、どの出力がどの制約に違反するかについてのグラフィック表示を提示する。その後、ＧＵＩを介して、ユーザは炉心設計を修正する。これは、集合体設計、制御ロッド配置、露出した燃料集合体または新しい燃料集合体の配置などの変更、および、修正された設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、シミュレーションを繰り返すことからなってもよい。増大したパワーで、または、ユーザおよび／または顧客にとって許容可能な所与の限界（複数可）に対するあるマージン内で、許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて装荷された原子炉を運転するために、炉心設計が全ての限界（パワー増強運転についての限界を含む）を満たすまで、シミュレータ出力を修正すること、シミュレートすること、および制約を基準にしてシミュレータ出力を評価することが、反復して繰り返されてもよい。
【００１９】
図１は、本発明の例示的な実施形態による例示的な方法を実施するシステムを示す。図１を参照すると、システム１０００は、たとえばアクセス可能なウェブサイトの中央ネクサスとして機能することができるアプリケーションサーバ２００を含んでもよい。アプリケーションサーバ２００は、たとえばＣｉｔｒｉｘ ＭｅｔａＦｒａｍｅ Ｐｒｅｓｅｎｔａｔｉｏｎ ｓｅｒｖｅｒなどの任意の知られているアプリケーションサーバソフトウェアとして具現化されてもよい。アプリケーションサーバ２００は、複数の計算サーバ４００、暗号サーバ２６０、およびメモリ２５０に作動的に接続されてもよい。メモリ２５０は、たとえばリレーショナルデータベースサーバとして具現化されてもよい。
【００２０】
複数の外部ユーザ３００は、暗号化１２８ビットセキュアソケットレイヤ（ＳＳＬ）接続３７５などの適切な暗号化媒体を通じてアプリケーションサーバ２００と通信してもよいが、本発明は、この暗号化通信媒体に限定されない。外部ユーザ３００は、あるいはウェブベースのインターネットブラウザなどの適切なインタフェースを使用して、パーソナルコンピュータ、ラップトップ、携帯情報端末（ＰＤＡ）などのいずれか１つからインターネットを通じてアプリケーションサーバ２００に接続してもよい。さらにアプリケーションサーバ２００は、適切なローカルエリアネットワーク接続（ＬＡＮ２７５）を介して内部ユーザ３５０にアクセス可能であり、それにより、内部ユーザ３５０は、たとえばイントラネットを通じてアクセスできる。以降では、簡潔にするために、「ユーザ」は、外部ユーザ３００、内部ユーザ３５０、または他の設計者がアクセスするシステム１０００のいずれかを指すために総称的に用いられる。たとえば、ユーザは、原子炉について所望の炉心設計を決定するために、ウェブサイトにアクセスする原子炉プラントの代表者、および／または、本発明の例示的な方法およびシステムを使用することによって、プラントについて増強炉心設計を開発するために原子炉プラント現場によって雇用された機器販売業者のいずれかであってよい。
【００２１】
アプリケーションサーバ２００は、ユーザがアプリケーションにアクセスするための集中ロケーションを提供する。本質的には、各ユーザアプリケーションセッションは、サーバ上で実行されるが、ユーザがアプリケーションと対話することを可能にするユーザアクセス装置（たとえばＰＣ）にローカルに表示されてもよい。しかし、この配置手段は、例示的な実施形態として設けられ、所与のユーザがこれらのアクセスデバイス上でローカルにアプリケーションを実行することを制限しない。アプリケーションは、目的関数値を計算するために全ての計算を命令しかつデータにアクセスするように、また、ユーザが再検討したいと思う炉心設計の種々の特徴部の適切なグラフィック表示を生成するように働く。グラフィック情報は、１２８ビットＳＳＬ接続３７５またはＬＡＮ２７５を通じて伝達されて、ユーザの適切なディスプレイデバイス上に表示される。
【００２２】
図２は、図１のシステムに関連するアプリケーションサーバ２００を示す。図２を参照すると、アプリケーションサーバ２００は、バス２０５を利用して、種々の構成要素を接続し、ユーザから受信されるデータ用の経路を提供する。バス２０５は、多くのコンピュータアーキテクチャで標準的な周辺構成要素相互接続（ＰＣＩ）バスなどの従来のバスアーキテクチャを用いて実施されてもよい。ＶＭＥＢＵＳ、ＮＵＢＵＳ、アドレスデータバス、ＲＤＲＡＭ、ＤＤＲ（ダブルデータレート）バスなどのような代替のバスアーキテクチャは、もちろん、バス２０５を実施するのに利用することができる。ユーザは、適切な接続（ＬＡＮ２７５および／またはネットワークインタフェース２２５）を通じてアプリケーションサーバ２００に情報を伝達して、アプリケーションサーバ２００と通信する。
【００２３】
アプリケーションサーバ２００はまた、その時利用可能なＰＥＮＴＩＵＭ（商標）プロセッサなどの通常のマイクロプロセッサを用いて構築されてもよいホストプロセッサ２１０を含んでもよい。ホストプロセッサ２１０は、グラフィカルユーザインタフェース（ＧＵＩ）およびブラウザ機能などのアプリケーションサーバ２００での全てのリアルタイム機能および非リアルタイム機能が実行される中央ネクサスを表し、表示およびユーザによる再検討のために、セキュリティ機能を命令し、種々の限界について目的関数の計算などの計算を命令することなどを行う。相応して、ホストプロセッサ２１０は、ブラウザの使用を介してアクセスされてもよいＧＵＩ２３０を含んでもよい。ブラウザは、システム１０００のユーザにインタフェースを提供しかつユーザと対話するソフトウェアデバイスである。例示的な実施形態では、Ｃｉｔｒｉｘ ＩＣＡクライアント（市販のＣｉｔｒｉｘ ＭｅｔａＦｒａｍｅ Ａｃｃｅｓｓ Ｓｕｉｔｅ ソフトウェアの一部）と連携するブラウザは、ＧＵＩ２３０をフォーマットし表示するように働いてもよい。
【００２４】
ブラウザは、通常、標準ハイパーテキストマークアップ言語（ＨＴＭＬ）によって管理され命令される。しかし、ユーザが計算についての判断、表示データなどを管理することを可能にする、ユーザに対して提示または「役立つ」アプリケーションは、Ｃ＃、Ｊａｖａ（商標）、またはビジュアルフォートラン、あるいはこれらの任意の組合せを使用して実施されてもよい。さらに、他のよく知られている高レベル言語（たとえば、Ｃ、Ｃ＋＋など）が、アプリケーション実施態様に組み込まれてもよい。これらの言語は全て、所与のアプリケーション実施態様の特定の詳細についてカスタマイズまたは適合されてもよく、画像は、よく知られているＪＰＧ、ＧＩＦ、ＴＩＦＦ、および他の標準圧縮方式を使用してブラウザに表示されてもよく、他の非標準言語および圧縮方式は、ＸＭＬ、ＡＳＰ．ＮＥＴ、「自家製（ｈｏｍｅ−ｂｒｅｗ）」言語、あるいは他の知られている非標準言語および方式のようにＧＵＩ２３０に使用されてもよい。ネットワークＩ／Ｆ２２５を介したアプリケーションサーバ２００は、暗号サーバ２６０に動作可能に接続されてもよい。相応して、アプリケーションサーバ２００は、暗号サーバ２６０を使用することによって全てのセキュリティ機能を実施して、外部からのセキュリティ侵害からシステム１０００を保護するためのファイアウォールを確立する。さらに、暗号サーバ２６０は、登録ユーザの全ての個人情報への外部アクセスを安全にする。
【００２５】
アプリケーションサーバ２００はまた、複数の計算サーバ４００に動作可能に接続されてもよい。計算サーバ４００は、ユーザ入力データを処理し、炉心設計のシミュレーションを命令し、以下でさらに詳細に述べる比較のための値を計算し、ＧＵＩ２３０を介して表示されかつアプリケーションサーバ２００によって提示されてもよい結果を提供するために必要とされる計算の一部または全てを実施してもよい。
【００２６】
計算サーバ４００は、たとえば、ＷＩＮＤＯＷＳ（商標）２０００サーバとして具現化されてもよいが、他のハードウェア（たとえば、Ａｌｐｈａ、ＩＡ−６４）およびプラットフォーム（たとえば、Ｌｉｎｕｘ、Ｕｎｉｘ（商標））も可能である。より詳細には、計算サーバ４００は、多数の複雑な計算を実施するよう構成されてもよく、計算は、限定はしないが、目的関数を構成して目的関数値を計算すること、３Ｄシミュレータプログラムを実行して、評価される特定の炉心設計上で原子炉炉心運転をシミュレートすること、および、シミュレーションから出力を生成し、ＧＵＩ２３０を介したユーザによるアクセスおよび表示のための結果データを提供し、以下でさらに詳細に述べる最適化ルーチンを反復することを含んでもよい。
【００２７】
図３は、本発明の例示的な実施形態による例示的なデータベースサーバ２５０を示す。メモリまたはデータベースサーバ２５０は、オラクルリレーショナルデータベースのようなリレーショナルデータベースであってよい。リレーショナルデータベースサーバ２５０は、本発明の方法を実施するために必要なデータおよび結果の全てを処理するいくつかの下位データベースを含んでもよい。たとえば、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、特定の原子炉について評価される、全ての炉心設計についての全てのユーザが入力した限界および／または設計制約を記憶するデータベースである限界データベース２５１などの下位データベースを含む記憶エリアを含んでもよい。事前に生成され、モデル化され、記憶されたパレットまたは複数の異なる新しい燃料集合体設計を含んでもよい新しい燃料集合体設計データベース２５２が存在してもよい。
【００２８】
さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、３Ｄシミュレータでシミュレートされることになる炉心設計についてのパラメータを記憶する待ち行列データベース２５３、および定義済みユーザが入力した限界に最も適合する基準炉心設計の生成に際して、選択されてもよい履歴の原子炉炉心装荷パターン設計を含む履歴の炉心設計データベース２５４を含んでもよい。さらに、リレーショナルデータベース２５０は、新しい燃料集合体、かつ／または、露出した燃料集合体について、複数の異なる装荷テンプレートを記憶することができる装荷テンプレートデータベース２５６、および、たとえば、複数の異なる露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体の各々について、複数の異なる露出した集合体メトリクス、および／または、新しい集合体メトリクスを記憶することができる燃料プールデータベース２５８を含んでもよい。
【００２９】
シミュレータ結果は、シミュレータ結果データベース２５５内に記憶されてもよい。シミュレータ結果データベース２５５（および限界データベース２５１）は、特定の炉心設計に適用可能ないくつかの目的関数値を計算するために計算サーバ４００によってアクセスされてもよい。目的関数値は、たとえば、所与の設計がいくつかのユーザが入力した限界または制約を満たす否かを判定するために、シミュレートされる仮想炉心内に挿入された（最終的な許容可能な炉心設計で使用される、ロッド（制御羽根）パターン、炉心装荷パターン、および／または、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型のうちの１つまたは複数の修正による）特定の設計についてランク付けされてもよい。これらの目的関数値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の目的関数値データベース２５７に記憶されてもよい。
【００３０】
３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース２５９はまた、リレーショナルデータベースサーバ２５０内に含まれてもよい。データベース２５９は、全ての露出段階での制御羽根の位置および原子炉運転パラメータを含んでもよい。計算サーバ４００がリレーショナルデータベースサーバ２５０に動作可能に接続され、かつこれと通信できるため、図３で述べた下位データベースの各々は、１つまたは複数の計算サーバ４００にアクセス可能であってよい。
【００３１】
図４は、本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を示すプロセスフロー図である。図４を参照すると、ブロック５００〜１１００はそれぞれ、入力ブロック５００で始まる、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する例示的な方法の処理機能を述べる。所与のブロックは、ＧＵＩ２３０を介するユーザによる入力によって直接に、ホストプロセッサ２１０によって自動的に、かつ／または、計算サーバ４００によって、かつ／またはコマンドまたはユーザが行う選択に基づいてアプリケーションサーバ２００内のホストプロセッサ２１０の制御下で、などで、システム１０００によって実施することができる機能および／またはソフトウェア駆動式プロセスの番号を示してもよい。
【００３２】
入力ブロック５００で実施される機能は、パワー増強運転のために満たされる必要がある制約（本明細書で、「限界」とも呼ばれる）のセットが、許容可能な運転増強炉心設計を決定するための評価に入力されることを可能にする。熱限界に対するマージン、および、評価されるプラントについての定格より、高い原子炉パワー限界、パワー密度限界、および質量流量限界を設定する増強パワー限界フローウィンドウを含む、これらの限界は、限界データベース２５１に記憶されてもよい。
【００３３】
炉心装荷ブロック６００は、ブロック５００における限界（制約）入力に基づいて試験原子炉炉心設計を生成する。以下でより詳細にわかるであろうが、炉心装荷ブロック６００に示す、システム１０００によって実施される機能は、試験炉心設計で使用される新しい燃料集合体の数を決定すること、装荷テンプレートデータベース２５６から所望の燃料装荷テンプレートを選択すること、および、炉心装荷ブロック６００に従って装荷される「仮想原子炉炉心」に到達するために、装荷用の新しい燃料集合体および再装荷用の露出した燃料集合体で選択されたテンプレートをポピュレートすることを含む。
【００３４】
自動化ツールブロック７００は、ブロック６００で生成された初期試験炉心設計上で１つまたは複数の自動化ツールを、ユーザ３００が選択し、反復的に実行することを可能にする処理機能を含む。これらの自動化ツールは、修正ロッド（制御羽根）パターンツール、修正炉心装荷パターンツール、および独自の新しい燃料集合体型設計ツール（「Ｎストリーミング」ツールとしても知られる）を含む。ロッドパターンツール、炉心装荷パターンツール、および独自の新しい燃料集合体型設計ツールはそれぞれ、ユーザによって順次に、かつ／または、同時に反復されてもよく、また、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体の変更が、試験炉心設計において尽くされ、かつ／または、所与の「候補の」修正された試験炉心設計が、パワー増強運転についての限界または制約のそれぞれを満たすまで、他のツールの１つまたは両方にフィードバックを提供してもよい。
【００３５】
それぞれの自動化ツールについて、入力された限界または制約を基準にして試験炉心設計を評価するための、選択された自動化ツールの運転または反復は、複数のシミュレーション結果（「出力」とも呼ばれる）を生成するために、制約に基づいて試験炉心設計を用いた原子炉運転のシミュレーションを実施することを、最低限含む。出力は、制約を基準にして比較される。比較に基づいて、シミュレーション中に試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータが、ユーザ３００に提供されてもよい。自動化ツールの１つ、一部、または、全ては、実施され、パワー増強運転についての全ての制約を満たす試験炉心設計が決定されるまで、反復して繰り返される。そのため、この設計は、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【００３６】
ある例では、また、以下でより詳細に説明されるように、先に述べた比較は、出力を評価するための目的関数を構成することを含んでもよい。出力を評価するための目的関数を構成することによって、目的関数値が、目的関数を使用して各出力について生成されてもよい。その後、出力を表す目的関数値は、制約に基づいて評価されて、出力のうちのどれが、限界に違反するかを判定する。
【００３７】
こうして、各自動化ツールは、目的関数を利用して、シミュレートされた試験炉心設計が、どれほど厳密に、限界または制約を満たすかを判定する。先に説明したように、目的関数は、制約または限界を組み込み、限界に対する試験炉心設計の忠実度を定量化する数学的公式である。ＧＵＩ２３０は、目的関数によって判定される、どの出力がどの制約に違反するかについてのグラフィック表示を提示する。その後、ＧＵＩ２３０を介して、ユーザは試験炉心設計を修正して、本明細書で、修正されたまたは「派生した原子炉炉心設計」としても知られるものを生成する。これは、制御ロッド配置、露出した燃料集合体配置、新しい燃料集合体配置などを含むロッドパターン設計の変更、および、所与の派生した試験炉心設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、炉心シミュレーションを繰り返すことからなってもよい。
【００３８】
ある例では、また、特定の派生した炉心設計によって、どの特定の制約または限界が違反されたかに基づいて、その後の反復のために、特定の自動化ツールが、ユーザによって選択されてもよい。増強したパワーで原子炉を運転するために、所与の派生した試験炉心設計が、全ての限界を満たすまで、機能を修正すること、シミュレートすること、および比較すること（すなわち、制約を基準にしてシミュレータ出力を評価すること）が、所与の自動化ツールプロセス内で反復して繰り返されてもよい。
【００３９】
許容可能な原子炉炉心設計に関するデータは、１１００にて、ユーザに報告されてもよい。例では、このデータは、ＧＵＩ２３０を介してグラフィックフォーマットで提示されて、制約を満たし、かつ、増強したパワーレベルで運転するために、選択された原子炉プラントをどのように装荷し、実行するかをユーザに示してもよい。
【００４０】
再び図４を参照すると、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および新しい燃料集合体の変更が、尽くされた（図４の８００の出力が、「はい」となった）後、限界が全て満たされた（微細調整ブロック９００の出力が、「はい」となった）場合、試験炉心設計についてユーザが選択した、選択された、露出した燃料集合体または新しい燃料集合体に対して、さらなる微細調整を行う必要はなく、その後、この設計が、許容可能なパワー増強炉心設計として報告ブロック１１００に報告される。
【００４１】
しかし、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の変更が、尽くされてしまい、かつ、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、インベントリ内の全ての露出した燃料集合体が、使用されたか否かを戻ってチェックするように命令されてもよく、使用されていない場合、装荷テンプレート内での露出した燃料集合体の選択を修正するという推奨を有する、炉心装荷ブロック６００で実施される機能に処理が戻される。インベントリからの全ての露出した燃料集合体が使用されてしまい、かつ、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、燃料装荷テンプレートを修正するという推奨を有する、炉心装荷ブロック６００内のプロセスに戻るように命令されて、新しい燃料集合体の挿入のためのテンプレート内のロケーションを変更してもよい。これらの変更が行われると、修正された、または、派生した炉心設計は、全ての限界が、満たされる、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内に入るまで、ブロック７００の自動化ツールの１つ、一部、または、全てを使用して、再評価されてもよい。
【００４２】
注目に値することには、ブロック７００および９００に述べる処理は、ロッド（制御羽根）の位置、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の位置または配置、炉心流量、および／または、シーケンス変更を行うべき場所などの、いくつかのパラメータを最適にするための１つまたは複数の最適化技法を使用して行われてもよく、それにより、装荷テンプレート内に、さらなる新しい燃料ロケーションおよび露出した燃料ロケーション変更を作る可能性を含む、炉心設計についての、反復したシミュレーション、評価、修正が、自動的に行われてもよい。
【００４３】
ブロック１１００にて、ユーザが、許容可能なパワー増強炉心設計に相当するデータおよび設計パラメータを受け取ると、任意選択で（ｏｐｔｉｏｎａｌｌｙ、適宜）、ユーザまたは設計者は、実施態様ブロック１２００に述べるいくつかのプロセスを、反復してもよい。ブロック１２００の点線は、システム１０００を使用してユーザによって呼び出されたプロセスが、オプションであってよいことを指示する。
＜実施態様ブロック＞
図４のブロック１２００に示すように、任意選択で、評価される所与の原子炉プラント内のそれぞれの所望のエネルギーサイクルについて、ユーザは、所与のサイクルについて、対象となる原子炉プラントから直接に、更新された露出アカウンティングデータ（「炉心トラッキング」）にアクセスしてもよい。これは、対象となるプラント（プラントはモデル化されている）のプロセスコンピュータとつながる、システム１０００のインタフェースを介して行われてもよく、データは、データベース２５０に記憶される。この露出アカウンティングプロセスは、１２００ａにおいて、炉心トラッキング機能と呼ばれる。
【００４４】
実際のプラントデータが、分解されて、パワー増強運転についての、限界、および／または、こうした限界または制約に対するマージンが、実際のプラントデータに基づいて変更される必要があるかどうかを判定するための、ユーザまたは設計者によって必要とされる所望のデータが取り出されてもよい（実際のプラントデータを推定データと比較して、既存の限界に対する推定マージンおよび／または限界自体に適用するための、標準偏差（シグマ）および／またはバイアスが求められる）。相応して、１２００ｂにて、ユーザは、更新された露出アカウンティングデータに基づいて熱限界および／または反応性限界および／またはこれらの限界に対するマージンを改定して、評価される所与のサイクルについて新しい限界を決定してもよい。
【００４５】
（１２００ａ）からのその時の実際のプラント条件、および、（１２００ｂ）から決定された、新しい限界または改定された限界または限界に対するマージンを使用して、顧客、ユーザ、または設計者は、「オンライン」プラント最適化を実施してもよい（１２００ｃ）。これは、上記の（１２００ａ）および（１２００ｂ）に基づいて、パワー増強炉心設計についての限界および運転条件を設定すること、および、その後、１１００にて報告される選択された増強炉心設計について、自動化されたロッドパターンツールを反復することを必要とすることになる。
【００４６】
自動化ロッドパターンツールのこの反復は、（１２００ａ）からの更新された実際のプラント条件に基づき、また、（１２００ｂ）からの計算された新しい限界または改定された限界に基づいて、ロッド位置、炉心流量、およびシーケンス変更を行うべき場所を最適にすることを含んでもよい。
【００４７】
ブロック７００で説明したように、評価されるサイクルについての限界を満たす修正されたパワー増強炉心設計を決定するために、パワー増強炉心設計についての、反復したシミュレーション、比較、修正を含む（１２００）で、ロッドパターンツールが、繰り返し反復されてもよい。全ての所望のエネルギーサイクルが評価される（１３００の出力が「はい」になる）と、オプションの実施態様ブロック１２００に述べるプロセスが、終了してもよい。
【００４８】
ある例では、ブロック７００または１２００に述べるように実施される自動化ツールのいずれかにおけるシミュレーションおよび出力と限界との比較から生じる、ユーザに提示されるデータは、手順上の推奨を含んでもよい。たとえば、こうした手順上の推奨は、たとえば、ブロック１２００ｃにおいて、修正ロッドパターンツールプロセスの出力としての、ユーザへのフィードバックとして提供されてもよい。以下でわかるであろうが、各自動化ツールは、パワー増強のための所望の炉心設計を達成するために、試験炉心設計に対して行う必要がある修正を用いて、ユーザまたは設計者を支援する関連する手順上の推奨を提供してもよい。
【００４９】
個々の修正は、ユーザの希望に委ねられてもよいが、これらの手順上の推奨は、たとえば、プルダウンメニューの形態で設けられてもよく、エネルギーにとって有益な移動、エネルギーにとって有害な移動、および、（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換などのカテゴリに分割されてもよい。１つの技法は、エネルギーにとって有害な移動ではなくエネルギーにとって有益な移動を使用して、限界を満たすことによって問題に対処することである。パワー増強炉心設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることができることを検証してもよい。
【００５０】
例示的な方法の概要が述べられたが、図４のブロック内の種々のプロセスが、ここで、より詳細に述べられる。
＜入力ブロック５００＞
最初に、３４００ＭＷの定格のプラントについて、３６００メガワット（増強されたパワー）などの、増強されたパワー、すなわち、定格容量を越えるパワーで運転するために、設計者またはユーザは、プラントの適切なドロップダウンメニューから評価用の原子炉プラントを選択し、選択されたプラントによって満たされる限界または制約のセットを定義する。換言すれば、パワー増強運転のために選択されたプラントで使用される許容可能な原子炉炉心設計を決定する際に満たされることになる限界または制約が定義される。たとえば、ユーザは、プロンプト表示によって、パワー増強運転について、増強パワー熱限界およびフローウィンドウを入力するように指示されてもよい。これらは、パワー増強炉心設計を決定するためのプラント運転条件を修正するのに使用されるであろう。
【００５１】
これらの限界は、パワー増強運転について評価される特定の原子炉の設計の重要な態様およびその原子炉の設計制約に関連してもよい。限界は、生成されることになる試験原子炉炉心設計のシミュレーションを実施するために入力される変数に適用可能であってよく、かつ／または、シミュレーションの結果だけに適用可能な限界または制約を含んでもよい。たとえば、入力された限界は、パワー増強運転について、クライアント入力の原子炉プラント固有の制約および炉心性能基準に関連してもよい。シミュレーション結果に適用可能な限界は、原子炉運転に使用される運転パラメータ限界、炉心安全限界、これらの運転および安全限界に対するマージン、ならびに、他のクライアント入力の原子炉プラント固有の制約の１つまたは複数に関連してもよい。
【００５２】
図５は、例示的なクライアント入力のプラント固有の制約を示すスクリーンショットである。これらは、シミュレーションへの入力変数に関する限界または制約、および、シミュレーション結果に関する限界または制約として理解されてもよい。図５を参照すると、全体が矢印５０５で指示される複数のクライアント入力のプラント固有の制約が列挙されている。各制約について、欄５１０で指示される設計値限界を割り当てることが可能である。図５には示さないが、限界または制約は、熱限界に対するマージン、および、評価されるプラントについて、より高い原子炉パワー、パワー密度、および質量流量限界を設定する増強パワー限界フローウィンドウを含む。
＜炉心装荷ブロック６００＞
燃料装荷テンプレートを選択し、装荷のために新しい燃料を選択し、再装荷のために露出した燃料を選択するプロセスは、２００３年１０月６日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｐｐａｒａｔｕｓ ｆｏｒ Ｆａｃｉｌｉｔａｔｉｎｇ Ｒｅｃｏｖｅｒｙ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ ｆｒｏｍ ａ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／６７８，１７０号に詳細に記載される。以下の図７〜１０で述べるように、これらのプロセスを記述する関連部分は、その全体が本明細書に組み込まれる。しかし、燃料装荷テンプレートを選択する前に、最初の試験原子炉炉心設計について、新しい燃料集合体カウントが決定される。
【００５３】
図６は、本発明の例示的な実施形態による、初期試験原子炉炉心設計についての新しい燃料集合体カウントの決定を記述するフローチャートである。新しい燃料集合体カウントの選択は、パワー増強運転のための原子炉炉心設計を設計する際に使用される新しい燃料集合体のインベントリを提供するために、燃料装荷テンプレートの選択前に行われる。最初に、試験の新しい燃料装荷パターンに関して過去の反復が起こったかどうかを確立するためのチェックが実施される（６０２）。これが、最初の反復である、たとえば、以前の試験の新しい燃料装荷パターンが解析されなかった場合、過去のサイクルまたは類似のプラントに関する情報は、初期の試験の新しい燃料装荷パターンについての基礎を提供するのに使用されてもよい（６０３）。たとえば、初期の試験の新しい燃料装荷パターンは、評価される原子炉に類似する原子炉からの炉心装荷パターン設計に基づいて選択された、以前のシミュレーションにおける類似の炉心に使用された炉心装荷パターン設計から、かつ／または、たとえば、評価される原子炉プラント内の早期炉心エネルギーサイクルで使用される実際の炉心装荷パターン設計から選択されてもよい。これらの設計は、たとえば、履歴の燃料サイクル設計データベース２５４からアクセスされてもよい。
【００５４】
過去の反復が実施された（６０２の出力が、「いいえ」となる）場合、入力された限界に一致する確立された炉心装荷パターンを使用して、炉心の総エネルギー含有量が計算され、所望のエネルギー含有量と必要とされるエネルギー含有量との差が定義されてもよい（６０４）。これは、６０３からの新しい燃料装荷パターンを使用して行われてもよく、新しい燃料装荷パターンはまた、これが最初の反復である場合、入力された限界を反映する。このエネルギー「デルタ」は、最も最近のサイクルの終了（Ｅｎｄ−ｏｆ−Ｃｙｃｌｅ）（ＥＯＣ）と比較した場合の、次の将来のサイクルについて必要とされるエネルギーの差である。さらなる反復について、実際のエネルギーと所望のエネルギーとの差が減少するにつれて、デルタが減少してもよい。さらに、負のデルタエネルギーは、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより大きく、望ましいことを意味する。
【００５５】
エネルギーの差は、たとえば、次に予定されている停止時に装荷される、原子炉の炉心を装荷するための新しい燃料装荷パターンの一部であることになる新しい燃料アセンブリによって供給されるべきである。所望の目標エネルギーを得るために必要とされる付加的な集合体の数（取り除かれなければならない集合体の数）を選択するのに役立つことができる典型的な経験則が存在する。たとえば、７６４個の集合体を有するＢＷＲ原子炉において、４つの集合体は、ほぼ１００ＭＷＤ／ｓｔのサイクル長に値すると一般には信じられている。したがって、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより１００ＭＷＤ／ｓｔだけ長い場合、４つの新しい集合体を取り除くことができる。同様に、結果得られるエネルギーが、所望のエネルギーより１００ＭＷＤ／ｓｔだけ短い場合、４つのさらなる新しい集合体が付加されるべきである。
【００５６】
ユーザは、エネルギー差を補償するのに必要とされる新しい燃料集合体の数を選択する（６０５）。これは、新しい燃料集合体設計データベース２５２から、以前にモデル化されかつ記憶された新しい燃料集合体設計の「パレット」にアクセスすることによって行われてもよく、または、ユーザは、たとえば、集合体型のデータベースから特定の新しい燃料集合体を生成してもよい。
【００５７】
試験炉心設計で使用される新しい集合体の番号またはカウント（ｃｏｕｎｔ、総数）が決定された後、炉心装荷対称性が特定される（６０６）。一部のプラントは、たとえば、クアドラント装荷対称性またはハーフ炉心装荷対称性を必要とする場合がある。ＧＵＩ２３０は、プラント構成ウェブページにアクセスするのに使用されてもよく、プラント構成ウェブページは、後続のシミュレーションで評価するために、「モデルサイズ」、たとえば、４分の１炉心、半炉心、または全炉心をユーザが選択することを可能にしてもよい。さらに、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択されたモデルサイズについて炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無し）を選択してもよい。
【００５８】
「オクタント対称性」を選択することによって、ユーザは、全ての８つのオクタント（オクタントは、たとえば、燃料集合体のグループである）が、モデル化されるオクタントに類似すると仮定して、原子炉をモデル化することができる。その結果、シミュレータ時間が、一般に、８分の１に減少する場合がある。同様に、「クアドラント対称性」を選択することによって、ユーザは、４つのクアドラントのそれぞれが、モデル化されるクアドラントに類似すると仮定して、原子炉をモデル化することができる。そのため、シミュレータ時間が、一般に、４分の１に減少する場合がある。集合体特性の非対称性が、オクタントシンメトリまたはクアドラントシンメトリを妨げる場合、ユーザは、対称性無しを指定することができる。
【００５９】
新しい燃料集合体カウントおよび対称性が決定されると、ユーザは、装荷テンプレートデータベース２５６から所望の燃料装荷テンプレート６０７にアクセスしてもよい。図７は、本発明の装荷マップエディタ６０１を使用した、部分的に完了した装荷テンプレートの４分の１炉心のスクリーンショットを示す。
【００６０】
装荷マップエディタが、初めに実行されると、ユーザは、（装荷テンプレートデータベース２５６から）以前に作成されたテンプレートにアクセスするか、または、新しいテンプレートを開始するオプションを、ｆｉｌｅメニュー６０８を介して有する。ある例では、装荷マップエディタ６０１は、テンプレートがそれについて作成される原子炉を特定するようにユーザに要求する。装荷マップエディタ６０１は、リレーショナルデータベース２５０（装荷テンプレートデータベース２５６など）から、特定された原子炉の幾何形状を取り出し、ナンバリングされた行と列によって（図７の燃料集合体位置、行６、列３などによって）、取り出したプラント特性に基づいて適切なサイズの燃料集合体フィールド６１１を表示する。
【００６１】
燃料集合体フィールド６１１内で、ユーザは、その後、たとえば、自分のコンピュータ、ＧＵＩ２３０、およびアプリケーションプロセッサ２００を介して適切な入力デバイス（すなわち、マウス、タッチパッドなど）を使用して、潜在的な燃料集合体位置のアレイ内の燃料集合体位置６１２上でクリックして、その位置の実際の燃料集合体のタイプ（新しい、再挿入（露出した燃料）、またはロックされた）およびグルーピングを特定してもよい。図７の右側に示すように、装荷マップエディタ６０１は、Ｌｏａｄ Ｔｙｐｅ（装荷型）ツール６１３、Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇ（集合体グルーピング）ツール６１７、およびＮｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅ（ナンバリングモード）ツール６１８を含む、この割り当てタスクを実施するいくつかのツールを提供する。
【００６２】
装荷型６１３ツールの下で、装荷マップエディタ６０１は、Ｆｒｅｓｈボタン６１４、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５、およびＬｏｃｋｅｄボタン６１６を含む。Ｆｒｅｓｈボタン６１４、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５、およびＬｏｃｋｅｄボタン６１６は、新しい燃料集合体、再挿入燃料集合体、およびロックされた燃料集合体のカテゴリに相当する。ユーザは、たとえば、所望のボタン上をクリックして、所望のカテゴリを選択し、次に、燃料集合体フィールド６１１内の燃料集合体位置６１２上をクリックして、そのカテゴリを燃料集合体位置６１２に割り当てる。新しい燃料集合体カテゴリは、新しい燃料集合体、すなわち、露出されなかった集合体を挿入するように指示する。装荷マップエディタは、その後、燃料集合体位置６１２の底部に「Ｆ」および番号「Ｎ」を表示する。「Ｆ」は、新しい燃料集合体カテゴリを指示し、「Ｎ」は、Ｎ番目の燃料集合体型を指示する。装荷マップエディタ６０１は、炉心に割り当てられた燃料集合体型の番号のカウントを維持する。複数の集合体の位置は、それぞれの位置について、同じ「Ｆ」および「Ｎ」値を指定することによって、同じ集合体型を割り当てられることができる。
【００６３】
ロックされた燃料集合体カテゴリは、実際の原子炉炉心内で、関連する燃料集合体位置をその時占める燃料集合体が、原子炉炉心装荷マップを作成するときに、その位置にとどまることを指示する。装荷マップエディタ６０１は、ロックされた燃料集合体カテゴリが割り当てられると、燃料集合体位置６１２に「Ｌ」および番号「Ｎ」を表示する。「Ｌ」は、ロックされた燃料集合体カテゴリを指示し、番号「Ｎ」は、Ｎ番目のロックされた集合体グループを指示する。
【００６４】
再挿入燃料集合体カテゴリは、露出した燃料集合体のどこに挿入するかを指示する。装荷マップエディタは、再挿入燃料集合体カテゴリが割り当てられると、燃料集合体位置６１２に番号「Ｎ」だけを表示する。番号は、燃料集合体位置６１２の優先度を指示する。
【００６５】
ある例では、装荷マップエディタは、割り当てられたカテゴリに関連する色で燃料集合体位置６１２を表示してもよい。たとえば、新しい燃料集合体は青で表示され、ロックされた燃料集合体は黄色で表示され、再挿入される露出した燃料集合体は紫で表示される。
【００６６】
Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇ６１７見出しの下で、装荷マップエディタは、対称性ボタン「１」、「２」、「４」、および「８」を含む。先の図６で述べたように、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択された原子炉について所望の炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無しなど）を既に選択してしまっていてもよい。しかし、Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇツール６１７は、ユーザが、所与の集合体位置６１２について、すなわち、燃料集合体位置６１２によって、対称性を選択することを可能にする。
【００６７】
Ｎｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅツール６１８は、Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン６１９およびＭａｎｕａｌボタン６２０を含む。自動ナンバリングと手動ナンバリングとの間の選択は、Ｒｅｉｎｓｅｒｔボタン６１５またはＦｒｅｓｈボタン６１４が選択されたときに許可されるだけであり、Ｌｏｃｋｅｄボタン６１６が選択される場合には、一般に、適用されない。
【００６８】
Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン６１８が選択されると、装荷マップエディタ６０１は、露出した燃料集合体のカウントを維持し、カウントに１を加えた値を、再挿入燃料集合体カテゴリを割り当てられた次の燃料集合体位置６１２に割り当てる。割り当てられた値は、燃料集合体位置６１２の底部に表示される。装荷マップエディタ６０１は、新しい集合体型のカウントも維持し、そのため、燃料集合体位置６１２が割り当てられると、上記でＮと呼ばれる、新しい集合体カテゴリカウントに１を加えた値が、その位置に割り当てられる。「Ｆ」および「Ｎ」の値は、新しい燃料集合体位置の底部に表示される。
【００６９】
Ｍａｎｕａｌボタン６１９が選択されると、装荷マップエディタは、再挿入燃料集合体カテゴリに割り当てられた燃料集合体位置６１２の番号のカウントを維持するが、番号を燃料集合体位置６１２に割り当てない。代わりに、ユーザは、燃料集合体位置６１２にカーソルを位置決めし、番号を手動で入力してもよい。
【００７０】
各集合体位置６１２において割り当てられた番号は、露出した燃料集合体の属性に基づいて、露出した燃料集合体を装荷する順序を指示する割り当てられた優先度を表す。属性は、Ｋインフィニティ（燃料集合体のエネルギー含有量のよく知られている尺度である）、集合体の露出（集合体内で、ウランのメトリックトンにつきメガワット日で蓄積される）、および集合体の滞留時間（集合体が、原子炉炉心内にどれだけ長く滞留したかである）などを含むが、それに限定されない。１つの例示的な実施形態では、再挿入される燃料集合体位置に関連する色調は、関連する優先度に関連して（明るく、または、暗く）変わる。
【００７１】
装荷マップエディタ６０１はまた、ｖｉｅｗメニュー６１０を介していくつかの閲覧オプションを、また、ｚｏｏｍスライドボタン６２１を提供する。ｚｏｏｍスライドボタン６２１をクリックし、左および右にドラッグすることによって、ｚｏｏｍスライドボタン６２１を調整することは、表示される燃料集合体フィールド６１１のサイズを減少させ、増加させる。ｖｉｅｗメニュー６１０の下で、ユーザは、テンプレートの単一クアドラントまたはテンプレートの全炉心ビューを閲覧するオプションを有する。さらに、ユーザは、いくつかのテンプレート属性が表示されるかどうかを制御することができる。具体的には、ｖｉｅｗメニュー６１０は、装荷テンプレート内に、制御羽根、集合体座標、炉心座標などを表示するオプションを含む。
【００７２】
先に説明したように、新しいテンプレートを作成する代わりに、以前に作成されたテンプレートが閲覧されてもよく、任意選択で、ｅｄｉｔボタン６０９を使用して編集されてもよい。ｆｉｌｅメニュー６０８を使用して、ユーザは、「オープン」オプションを選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、燃料装荷テンプレートデータベース２５６に記憶されたアクセス可能なテンプレートを表示する。ユーザは、その後、たとえば、アクセス可能なテンプレートの１つの上でクリックすることによって、アクセス可能なテンプレートを選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、選択されたテンプレートを表示するであろう。
【００７３】
ユーザは、その後、選択されたテンプレートを編集してもよい。たとえば、所与の選択されたテンプレートについて、ユーザは、テンプレートにとって望ましい新しい燃料集合体と露出した燃料集合体を選択して、試験原子炉炉心設計を生成してもよい。こうして、装荷マップエディタ６０１は、１つまたは複数の燃料プール内にその時滞留する新しい燃料集合体と露出した燃料集合体を再装荷するオプションをユーザに可能にする。利用可能な燃料プールインベントリ内に存在するこれらの露出した燃料集合体の１つまたは複数は、たとえば、燃料プールデータベース２５８からユーザによってアクセスされてもよく、新しい燃料集合体の１つまたは複数は、新しい燃料集合体設計データベース２５２からアクセスされてもよい。
【００７４】
先に説明したように、装荷マップエディタ６０１を使用して燃料装荷テンプレートにアクセスし、テンプレートを作成し、かつ／または、編集した後に、ユーザは、その後、テンプレートを使用して、装荷マップを作成してもよい。ｆｉｌｅメニュー６０８から、ユーザは、「装荷オプション」を選択する。装荷マップエディタ６０１は、その後、テンプレートアクセスウィンドウ、テンプレート情報ウィンドウ、再装荷ウィンドウ、および装荷フレッシュウィンドウを含む装荷スクリーンを表示する。テンプレートアクセスウィンドウは、装荷テンプレートデータベース２５６に記憶された装荷テンプレートを選択するためのドロップダウンメニューをユーザに提供する。テンプレート情報ウィンドウは、装荷テンプレートにおける、新しい集合体型の番号、再挿入される（露出した）燃料集合体位置の番号、およびロックされた集合体位置の番号などの、選択された装荷テンプレートについての要約情報を表示する。要約情報はまた、装荷マップを作成する際にその場で付加される、新しい集合体型の番号および再挿入される（露出した）燃料集合体の番号を指示してもよい。
【００７５】
図８は、装荷マップエディタ６０１によって表示される再装荷ウィンドウを示すスクリーンショットである。ウィンドウは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２およびｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｐｏｏｌ表６２４に分割される。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、（１）ロックされた燃料集合体位置６１２内の燃料集合体を除く、評価される原子炉の燃料テンプレート内にその時存在する露出した燃料集合体、および、（２）この原子炉および他の原子炉についての、１つまたは複数の燃料プール内の燃料集合体インベントリを列挙する。よく知られているように、原子炉から取り除かれる露出した燃料集合体は、燃料プールとして知られるものの中に記憶される。同じサイトに位置する２つ以上の原子炉炉心からの燃料集合体は、同じ燃料プールに記憶されてもよい。
【００７６】
ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、その通し番号と集合体名（ＢＮａｍｅ）でそれぞれの露出した燃料集合体を列挙する。各燃料集合体は、品質保証の観点から集合体のトレーサビリティを保証するのに使用される一意の通し番号を割り当てられる。集合体名は、燃料集合体製造ライン、ならびに、ウランおよびガドリニア装荷などの核特性を特定するのに使用される文字列識別子である。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２はまた、Ｋインフィニティ、露出、および、集合体が、その間、炉心内に存在した最後の燃料サイクル数などの、列挙された、それぞれの露出した燃料集合体の１つまたは複数の属性を列挙する。露出した燃料集合体についてのさらなる属性は、１）集合体製造ライン、２）最初のウラン装荷、３）最初のガドリニウム装荷、４）軸方向ゾーンの数、５）集合体が、その間、炉心内に存在した最も最近より前の履歴の燃料サイクル数、６）履歴の燃料サイクルのそれぞれについて、燃料集合体が、そこに存在した対応する原子炉、７）累積した滞留時間、および、８）燃料集合体の来歴、連続した原子炉運転についての集合体の使用可能性を反映するパラメータを含んでもよい。
【００７７】
燃料集合体の来歴は、多数の因子から決定され、主要な因子は、目視によるか、または、ある他の非破壊試験手法による、その時の故障した燃料集合体、または、将来の故障に対する集合体の脆弱性を検出するように設計された燃料の検査である。故障メカニズムは、腐食、デブリの衝突、および燃料集合体の機械的曲がりのような項目を含む。来歴に影響を及ぼす別の因子は、燃料集合体の潜在的な再構築であり、再構築は、損傷を受けた燃料ロッドを、ウラン含有燃料ロッド、または、別法として、以降で「ファントム」ロッドと呼ばれる、ウランでないものを含有するロッド（たとえば、ステンレス鋼）であってよい置換えロッドと置き換えることを含む補修プロセスである。来歴属性は、ウランロッドおよびファントムロッドを用いて再構築されることについて、それぞれ、「ＲＵ」および「ＲＰ」、また、腐食、デブリ、および曲がりによって損傷を受けることについて、それぞれ、「ＤＣ」、「ＤＤ」、および「ＤＢ」である。「ブランク」来歴属性は、損傷を受けず、使用可能であった集合体を示す。
【００７８】
ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２によって提供されるものと同じ情報を、各燃料集合体について提供する。さらに、ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、装荷テンプレートで述べた、各燃料集合体グループについての優先度番号６２６を指示する。図８は、最も高い優先度（１）の再挿入される燃料集合体の位置（複数可）は、４つの燃料集合体のグループであり、次に高い優先度（２）の再挿入される燃料集合体（複数可）は、８つの燃料集合体のグループであることを示す。
【００７９】
ｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４は、燃料集合体を、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２からｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４へ移動させることによってポピュレートされる。再装荷ウィンドウは、さらに、ユーザが、燃料集合体を選択し、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２からｒｅｌｏａｄｉｎｇ ｐｏｏｌ表６２４へ移動させるのを補助するためのツールのセット６３０を含む。ツールのセット６３０は、フィルタツール６３２、右移動ツール６３４、左移動ツール６３６、および削除ツール６３８を含んでもよい。ツール６３４、６３６、および６３８は、１つまたは複数の集合体をハイライトさせ、右移動ツール６３４（または、左移動ツール６３６）上をクリックすることなどによって、ユーザが、燃料集合体を、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２とｒｅｌｏａｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２４との間で移動させることを可能にし、それにより、選択された燃料集合体が、ｒｅｌｏａｄ ｐｏｏｌ表６２４（または、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２）内の、ポピュレートされていない最も高い優先度の燃料集合体の位置をポピュレートする。削除ツール６３８は、ユーザが、表６２２、６２４の一方の１つまたは複数の燃料集合体を選択し、その後、削除ツール６３８をクリックして、表から選択された燃料集合体を削除することを可能にする。
【００８０】
図９は、フィルタツール６３２を示すスクリーンショットである。ユーザは、図９に示すように、フィルタツール６３２上をクリックして、フィルタウィンドウ６４０を開く。フィルタウィンドウは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２で列挙された同じ属性を列挙し、ユーザが、属性に関連する選択ボックス６４２内をクリックすることによって、属性に基づいてフィルタリングすることを指示することを可能にする。属性が選択されると、関連する選択ボックス６４２内にチェックが表示される。ユーザはまた、関連する選択ボックス内を再びクリックすることによって、属性を選択しなくてもよい。この場合、チェックマークは、除去されるであろう。利用可能な燃料プールに記憶された露出した集合体は、ユーザによって、燃料プールデータベース２５８からアクセスされて、フィルタツール６３２による最終的なフィルタリングのために、図８の適切な表をポピュレートしてもよいことが注目に値する。
【００８１】
各属性について、フィルタウィンドウ６４０は、属性に関連する１つまたは複数のフィルタ特性を表示してもよい。Ｋインフィニティ属性の場合、ユーザは、以上、以下、または、等しいフィルタオペレータ６４４を選択し、フィルタオペレータ６４４に関連するフィルタ量６４６を入力してもよい。図９に示すように、ユーザは、Ｋインフィニティに基づいてフィルタリングするように選択し、以上のフィルタオペレータを選択し、１．２のフィルタ量を入力した。
【００８２】
結果として、装荷マップエディタ６０１は、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２内の燃料集合体をフィルタリングして、１．２より大きなＫインフィニティを有する燃料集合体だけを表示するであろう。別の例として、ボックス６４２内の露出属性もまた、関連するフィルタオペレータおよびフィルタ量を有する。
【００８３】
サイクル属性の場合、フィルタウィンドウは、サイクル数を選択するためのドロップダウンメニューを提供する。図９は、サイクル属性についてドロップダウンメニューから選択されたサイクル２および４を示す。結果として、装荷マップエディタは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をフィルタリングして、その最も最近の滞留が、サイクル２またはサイクル４であった燃料集合体だけを表示する。
【００８４】
同様に、ユーザは、その来歴、製造ラインなどに基づいて集合体をフィルタリングするように選択してもよい。フィルタリング用の属性が選択され、フィルタ特性が入力されると、ユーザは、ＯＫ選択ボックス上をクリックすることによって、装荷マップエディタ６０１が、この情報に基づいてｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をフィルタリングするようにさせる。あるいは、ユーザは、ＣＡＮＣＥＬ選択ボックス上をクリックすることによって、フィルタ操作を取り消してもよい。
【００８５】
ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２はまた、表に列挙された燃料集合体をフィルタリングするフィルタリングメカニズムを提供する。ユーザは、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２内の属性ヘッディング上をクリックすることによって、属性の昇順または降順でｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２をソーティングしてもよい。ユーザが、属性上をクリックすると、装荷マップエディタは、オプション「Ｓｏｒｔ Ａｓｃｅｎｄｉｎｇ」および「Ｓｏｒｔ Ｄｅｓｃｅｎｄｉｎｇ」を有するポップアップメニューを表示する。ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２は、その後、ユーザがクリックしたオプションに基づいて属性の昇順または降順でフィルタリングされる。
【００８６】
図１０は、新しい集合体を燃料テンプレート内に装荷するための、装荷マップエディタ６０１によって表示される装荷フレッシュウィンドウを示すスクリーンショットである。ウィンドウは、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０およびｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０に分割される。ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０は、利用可能な新しい燃料集合体型を列挙し、それぞれの新しい燃料集合体型をその集合体名で列挙する。集合体名は、燃料集合体製造ライン、ならびに、ウランおよびガドリニア装荷などの核特性を特定するのに使用される文字列識別子である。
【００８７】
ｆｒｅｓｈ ｆｕｅｌ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０はまた、Ｋインフィニティ、燃料集合体製造ライン、平均ウラン−２３５濃縮、燃料集合体に含有されるガドリニア可燃性ポイズンの（総燃料重量の関数としての）パーセンテージ、ガドリニア含有燃料ロッドの数、および軸方向ゾーン（軸方向ゾーンは、軸方向に沿って均質な集合体の断面スライスによって画定される）の数などの、列挙されたそれぞれの新しい燃料集合体型の１つまたは複数の属性を列挙する。新しい集合体の他の属性は、種々の集合体露出値について計算された、Ｒ因子およびローカルピーキング、などの予測される熱挙動についてのパラメータを含んでもよい。Ｒ因子は、限界パワー比（ＣＰＲ）への入力として使用され、燃料ロッドパワーの重み付き軸方向積分によって求められる。ローカルピーキングは、燃料ロッドピークペレットおよび被覆管温度の尺度である。
【００８８】
ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０によって提供されるものと同じ情報を各燃料集合体について提供する。さらに、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、装荷テンプレート内の新しい集合体の各型についての型番号６６２、および、装荷テンプレート内のその型の新しい燃料集合体の数を指示する。図１０は、新しい燃料集合体位置（複数可）の最初の型が、４つの燃料集合体のグループであり、新しい燃料集合体（複数可）の次の型が、８つの燃料集合体のグループであることを示す。
【００８９】
図８と同様に、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０は、燃料集合体を、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０からｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０へ移動させることによって、連続してポピュレートされる、かつ／または、更新されてもよく、また、上述したように、ユーザが、燃料集合体を選択し、ｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０からｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｐｏｏｌ表６６０へ移動させるのを補助するための、図８で述べたツール６３０、すなわち、フィルタツール６３２（新しい燃料集合体設計データベース２５２からアクセスされる新しい燃料集合体をフィルタリング除去してもよい）、右移動ツール６３４、および、削除ツール６３８を含む。装荷マップエディタ６０１はまた、ｆｉｌｔｅｒｅｄ ｆｕｅｌ ｐｏｏｌ表６２２がソーティングされるのと同じ方法で、属性の昇順または降順でｆｒｅｓｈ ｂｕｎｄｌｅ ｔｙｐｅｓ表６５０をフィルタリングすることを実現する。
【００９０】
先に詳細に述べたツールを使用して、再挿入される（露出した）燃料集合体および新しい燃料集合体の位置６１２が満たされると、ユーザは、装荷スクリーンに表示される「ｐｏｐｕｌａｔｅ」ボタン上をクリックして、装荷マップが表示されてもよい。ユーザは、その後、ｆｉｌｅメニュー６０８内の「Ｓａｖｅ」または「Ｓａｖｅ Ａｓ」オプションを使用することによって作成された装荷マップをセーブしてもよい。
【００９１】
この時点で、ユーザは、ここで、パワー増強運転に適した炉心設計を達成しようとして設定された全ての制約または限界を満たす増強炉心設計を決定するための、複数の自動化ツールを使用して評価される初期試験炉心設計を生成した。自動化ツールを使用した評価のために試験炉心設計を装荷するために、ユーザは、ｌｏａｄボタンをクリックし、新しい燃料型についてのＩＤプレフィクスを入力するだけである。試験炉心設計は、いつでも評価できる。
＜ブロック７００−自動化ツール＞
初期試験炉心設計について、原子炉炉心設計が、パワー増強のための全ての限界および／または制約を満たすと判定されるまで、ユーザは、試験炉心設計において、ロッドパターン、炉心装荷パターン、および／または、独自の新しい燃料集合体型の１つまたは複数を修正してもよい。以下で説明されるであろうが、各自動化ツールは、パワー増強のための所望の炉心設計を達成するために、試験炉心設計に対して行う必要がある修正を用いて、ユーザまたは設計者を支援する関連する手順上の推奨を提供してもよい。
【００９２】
各自動化ツールについて、選択されるかまたは修正されたロッドパターン設計（修正ロッドパターンツールオプション用）、選択されるかまたは修正された炉心装荷パターン（炉心装荷設計ツール）、および新しい燃料集合体型の選択された独自のサブセット（Ｎストリーミングツール）のうちの１つを用いて試験炉心設計のシミュレーションが実施されることになる。換言すれば、各ツールは、ブロック６００の機能から出力された試験炉心設計において配置するための、それぞれの所望の、初期試験ロッドパターン設計、炉心装荷パターン設計、および／または、独自の新しい燃料集合体型を確立するであろう。自動化ツールのそれぞれについて、（入力ブロック５００にて）評価されるプラントは、既に選択されており、限界が設定されている。初期試験炉心設計は、ブロック６００の出力において装荷されたため、自動化ツールはそれぞれ、以下でより詳細に述べるように呼び出されてもよい。
【００９３】
各自動化ツールについて、試験炉心設計について設定された、対応する所与の試験ロッドパターン、炉心装荷パターン、または独自の新しい燃料集合体型に基づいて、シミュレーション結果が、限界と比較され、比較に関連するデータが、１つまたは複数のグラフィックページまたはテキストページの形態でユーザに提供される。このデータは、シミュレーション中に違反された限界を指示し、また、炉心設計で使用されるロッドパターン、炉心装荷パターン、および／または独自の新しい燃料集合体型に関して何を修正すべきかに関するフィードバックをユーザに提供する手順上の推奨と共に使用されてもよい。
【００９４】
先に説明したように、これらのツールは、順次に呼び出されてもよく（すなわち、修正炉心パターンツールは、許容可能なロッドパターンおよび新しい燃料集合体設計が、ロッドパターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールから修正炉心パターンツールへ入力される状態で、また、その逆の状態で反復されてもよい）、または、別の例のツールは、互いに独立に反復されてもよく、また、派生した炉心設計が、パワー増強運転のための設計を改良するために、他の２つのツールによって、順次に、または、再び独立に評価されるときに、（目的関数値によって指示される）最良の設計が、役立ってもよい。
＜修正ロッドパターンツール＞
上記ブロック６００で生成される初期試験炉心設計は、パワー増強運転のための所望のロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、または、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を持たない場合がある。これは、所与の試験原子炉炉心設計のシミュレーションの結果を評価することによって決定されてもよく、所与の試験原子炉炉心設計は、入力ブロック５００で設定された限界（パワー増強運転についての限界を含む）を基準にした比較のためのシミュレーション結果を生成するために、試験ロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、ならびに、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を装荷され、その後、炉心シミュレーションソフトウェアを使用してシミュレートされる。相応して、ブロック６００によるが、初期試験ロッドパターン設計を含む所与の試験原子炉炉心設計のシミュレーションが、実施される必要があるであろう。
【００９５】
試験炉心設計においてロッドパターンを修正するロッドパターンツールおよびルーチンの実施は、Ｒｕｓｓｅｌｌ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／３２１，４４１号に記載される。一般に、ユーザは、適当なディスプレイ上でユーザが再検討するために、ＧＵＩ２３０を介し、また、処理パワー（ユーザのローカルコンピュータ、アプリケーションサーバ２００、および／または、計算サーバ４００など）によって、ロッドパターン設計（たとえば、ＢＷＲの制御羽根パターンについてのノッチ位置およびシーケンス、ＰＷＲの制御ロッドパターンについてのグループシーケンスなど）を仮想的に修正する修正ロッドパターンツールを実施する。修正ロッドパターンサブルーチンの反復はまた、試験原子炉炉心設計が、パワー増強運転のための要件を満たすために満たす必要があるユーザが入力した限界または制約を、提案されたロッドパターン設計解が、どれほど厳密に満たしているかに基づいてユーザにフィードバックおよび／または手順上の推奨を提供してもよい。
【００９６】
修正ロッドパターンツールを記述する段階および図の多くは、炉心装荷パターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールについてと同じであることが注目に値する。相応して、修正ロッドパターンツールを記述する図のいくつかは、炉心装荷パターンおよび独自の新しい燃料集合体型ツールの説明で参照され、簡潔にするために、その差だけが述べられる。
【００９７】
図１１は、本発明の例示的な実施形態による、修正ロッドパターンツールの実施態様を示すフローチャートである。図１１は、例示的な沸騰水型原子炉についてロッドパターン設計を決定する観点で述べられ、方法は、ＰＷＲ、ガス冷却型原子炉、および重水型原子炉に適用可能であってよいことが理解される。
【００９８】
図１１を参照すると、原子炉プラントは、段階Ｓ５にて、原子炉プラントが、評価のために選択され、選択されたプラントの試験ロッドパターン設計についてのシミュレーションで使用される限界が定義される（段階Ｓ１０）。これらの段階は、入力ブロック５００の機能によって、以前に実施されているが、明確にするために、本明細書では再反復される。限界に基づいて、制御メカニズム移動（たとえば、制御羽根ノッチ位置、制御ロッド位置など）についてのシーケンス方策（初期ロッドパターン設計）が確立される（段階Ｓ２０）。原子炉運転は、選択されたロッドパターン設計を有する全体の試験炉心設計に関して、または、複数のシミュレートされた結果を生成するために、たとえば、原子炉炉心内の燃料集合体のサブセットであってよい、試験ロッドパターン設計のサブセットに焦点を当てて、シミュレートされてもよい（段階Ｓ３０）。
【００９９】
シミュレートされた結果は、限界と比較され（段階Ｓ４０）、比較に基づいて、限界が違反されたかどうかを示すデータが提供される（段階Ｓ５０）。データはまた、シミュレートされた炉心内のどのロケーションが、最大の違反者か、または、限界違反に対する最大の寄与者であったかの指示をユーザに提供する。これらの段階はそれぞれ、以下でさらに詳細に述べられる。
【０１００】
プラントが選択されると、プラント構成ウェブページにアクセスするためのＧＵＩ２３０を使用して、以前の試験ロッドパターン（シーケンス方策）を入力することによって、初期ロッドパターン設計が選択されてもよい。たとえば、ウェブページは、後続のシミュレーションで評価するために、「モデルサイズ」、たとえば、４分の１炉心、半炉心、または全炉心をユーザが選択することを可能にしてもよい。さらに、ユーザは、適切なドロップダウンメニューなどをクリックすることによって、選択されたモデルサイズについて炉心対称性オプション（たとえば、オクタント、クアドラント、対象性無し）を選択してもよい。ある例では、この炉心対称性オプションは、既に実施されており、たとえば、図６で明らかである。
【０１０１】
図５で先に示したように、シミュレーションに対する入力変数に関する限界およびシミュレーション結果に関する限界として構成されてもよいクライアント入力のプラント固有の制約は、シミュレーションのために既に設定されている。試験ロッドパターン設計の１つまたは複数のサブセットを位置決めするための、シーケンス方策（ブロック６００から出力される試験原子炉炉心設計についての試験ロッドパターン設計）は、限界に基づいて確立される（段階Ｓ２０）。たとえば、評価される原子炉が、沸騰水型原子炉である実施形態では、限界は、許容可能な制御羽根の位置および継続時間を確立するのに役立つ。
【０１０２】
制御羽根テーマは、ユーザが、初期シーケンス方策を決定するのを補助するために、許容可能な羽根対称性と共に定義される。典型的なＢＷＲ運転では、たとえば、制御羽根は、４つのグループの羽根（「Ａ１」、「Ａ２」、「Ｂ１」、および「Ｂ２」）に分割されてもよい。羽根をこれらの羽根グループに割り当てることによって、ユーザは、容易に、所与のシーケンス内で許容される羽根だけを特定することができる。その結果、望ましくない解をもたらすことになる望ましくない羽根は、使用されないようにされる。制御羽根テーマは、各露出について特定されるため、満足のいく羽根定義が強制されてもよい。
【０１０３】
制御羽根テーマおよび羽根対称性を定義することによって、ユーザは、制御羽根テーマ内で単一の羽根位置を特定する必要があるだけであり、他の対称性のある制御羽根が、相応して続くであろう。そのため、グラフィックエリアは、冗長な制御羽根ロケーション情報で混乱しない。さらに、シーケンス方策を自動化することは、違法な制御羽根位置エラーが起こることを防止する。
【０１０４】
ユーザは、サイクルの開始（ＢＯＣ）からサイクルの終了（ＥＯＣ）までに、全てのシーケンスを特定すること、および、初期ロッドパターン決定に進む。図１２は、制御羽根シーケンスがどのように入力されるかを示すスクリーンショットである。１２１７のｂｌａｄｅ ｇｒｏｕｐという名称の欄は、たとえば、ユーザが、どんなユーザ制約が、既に入力されたかに基づいてシーケンス方策を調整するか、または、設定することを可能にする。図１２では、１２１１のｅｘｐｏｓｕｒｅ段階、１２１３のｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｔｙｐｅ、１２１５のｄｅｔａｉｌｅｄ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎ、１２１７のｂｌａｄｅ ｇｒｏｕｐ、および他の適切な運転パラメータを設定した。
【０１０５】
限界が定義され、シーケンス方策（試験原子炉炉心設計についての初期試験ロッドパターン）が確立されると、シミュレーションが始動される（段階Ｓ３０）。シミュレーションは、計算サーバ４００によって実行されてもよい。しかし、シミュレーションは、構成１０００の外部で実行される３Ｄシミュレーションプロセスであってよい。ユーザは、ＰＡＮＡＣＥＡ、ＬＯＧＯＳ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ、ＰＯＬＣＡ、または任意の他の知られているシミュレータソフトウェアなどの、よく知られている実行可能な３Ｄシミュレータプログラムを採用してもよく、３Ｄシミュレータプログラムでは、適切なシミュレータドライバが、知られているように、定義されコード化される。計算サーバ４００は、ＧＵＩ２３０を介したユーザによる入力に基づいて、これらのシミュレータプログラムを実行してもよい。
【０１０６】
ユーザは、ＧＵＩ２３０を使用して、３Ｄシミュレーションをいつでも始動してもよく、また、シミュレーションを始動させる多くの異なる手段を有してもよい。たとえば、ユーザは、ウィンドウドロップダウンメニューから「ｒｕｎ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ」を選択してもよく、または、知られているウェブページのタスクバー上の「ＲＵＮ」アイコン上をクリックすることができる。さらに、ユーザは、シミュレーションのグラフィック更新またはステータスを受け取ってもよい。シミュレーションに関連するデータは、リレーショナルデータベース２５０内の待ち行列データベース２５３内で待ち行列に入れられてもよい。シミュレーションが待ち行列に入れられると、ユーザは、知られているように、シミュレーションがいつ終了したかに関する可聴指示および／または視覚指示を有してもよい。
【０１０７】
ユーザがシミュレーションを始動すると、多くの自動化段階が続く。図１３は、シミュレーション段階Ｓ３０をさらに詳細に示すフローチャートである。最初に、選択されたロッドパターン設計問題に関する試験炉心設計についての全ての定義が、３Ｄ原子炉炉心シミュレータ用の３Ｄ命令セット（たとえば、コンピュータジョブ）に変換される（段階Ｓ３１）。これは、ユーザが、上述したような、いくつかのタイプのシミュレータの好みを有することを可能にする。特定のシミュレータの選択は、ユーザによって入力されたプラント基準（たとえば、限界）に依存してもよい。コンピュータジョブは、各リレーショナルデータベースサーバ２５０の待ち行列データベース２５３内で、いつでも待ち行列に入れられることができる（段階Ｓ３３）。特定のシミュレーションについてデータを記憶することは、任意の潜在的なシミュレーション反復が、最後の、または、以前の反復から開始することを可能にする。このデータを記憶し、取り出すことによって、ロッドパターン設計に対するさらなるシミュレーション反復は、実施するのに何分かまたは何秒かかかるだけである。
【０１０８】
同時に、利用可能な計算サーバ４００のそれぞれの上で実行されるプログラムは、実行すべき利用可能なジョブを探索するために、数秒ごとにスキャンする（段階Ｓ３７）。ジョブがいつでも実行できる場合、計算サーバ４００の１つまたは複数は、待ち行列データベース２５３からデータを取得し、適切な３Ｄシミュレータを実行する。上述したように、１つまたは複数のステータスメッセージが、ユーザに表示されてもよい。シミュレーションが終了することによって、対象となる全ての結果が、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の１つまたは複数のサブルーチンデータベース（たとえば、シミュレーション結果データベース２５５）に記憶されてもよい。相応して、リレーショナルデータベースサーバ２５０は、試験ロッドパターン設計について目的関数値を計算するためにアクセスされてもよい。
【０１０９】
図１４は、図１１の比較段階をさらに詳細に示すフロー図である。目的関数は、計算サーバ４００がアクセスするために、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されてもよい。目的関数値を提供する目的関数計算は、サブルーチン目的関数値データベース２５７などの、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されてもよい。図１４を参照すると、目的関数計算への入力は、限界データベース２５１からの限界およびシミュレータ結果データベース２５５からのシミュレーション結果を含む。相応して、１つまたは複数の計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０からこのデータにアクセスする（段階Ｓ４１）。
【０１１０】
本発明の例示的な実施形態は、利用することができる任意の数の目的関数フォーマットを想定するが、１つの例は、３つの成分、すなわち、「ＣＯＮＳ」として表現される特定の制約パラメータ（たとえば、原子炉プラントパラメータについての設計制約）についての限界、「ＲＥＳＵＬＴ」として表現される、その特定の制約パラメータについての３Ｄシミュレータからのシミュレーション結果、および、「ＭＵＬＴ」で表現される、制約パラメータについての乗法因子を有する目的関数を含む。定義済のＭＵＬＴのセットは、たとえば、ＢＷＲプラント構成の大きな集合から経験的に決定されてもよい。これらの乗法因子は、原子炉エネルギー、反応性限界、および熱限界が、適切な順序で決定されることを可能にする値に設定されてもよい。相応して、本発明の方法は、３０を越える異なる炉心設計に適用することができる、経験的に決定された乗法因子の汎用セットを利用する。しかし、ＧＵＩ２３０は、乗法因子の手作業による変更を可能にし、このことは、ユーザの好みが、一定の制約が、プリセットされたデフォルトによって特定される乗法因子よりも大きな乗法因子によって「ペナルティを課される」ことを望む場合がある点で重要である。
【０１１１】
目的関数値は、それぞれの個々の制約パラメータについて、また、全体として全ての制約パラメータについて計算されてもよく、全ての制約パラメータは、試験原子炉炉心設計の特定の試験ロッドパターン（あるいは、以下で説明されるように、試験炉心設計についての、特定の炉心装荷パターンまたは１つまたは複数の（Ｎ個の）独自の新しい燃料集合体型）において評価されるものの実体を表す。目的関数の個々の制約成分は、式（１）に記述されるように計算されてもよい。
【０１１２】
【数１】
…（１）
ここで、「ｐａｒ」は、図５に列挙するクライアント入力の制約のいずれかであってよい。これらのパラメータは、評価用の潜在的な候補であることができる唯一のパラメータではなく、原子炉についての適切な炉心構成を決定するのに一般に使用されるパラメータである。総合の目的関数は、全ての制約パラメータの和、すなわち、
【０１１３】
【数２】
…（２）
であってよい。
【０１１４】
式１を参照すると、ＲＥＳＵＬＴがＣＯＮＳより小さい（たとえば、制約についての違反が存在しない）場合、差は、ゼロにリセットされ、目的関数は、ゼロになるであろう。相応して、ゼロの目的関数値は、特定の制約が違反されなかったことを指示する。目的関数の正値は、補正を必要とする場合がある違反を表す。さらに、シミュレーション結果は、特別な座標（ｉ，ｊ，ｋ）および時間座標（露出段階）（たとえば、炉心−エネルギーサイクルの特定の時間）の形態で提供されてもよい。したがって、ユーザは、問題が、どの時間座標（たとえば、露出段階）に位置するかを見ることができる。そのため、ロッドパターン（または炉心装荷パターンまたは独自の新しい燃料集合体型パターン）は、特定された露出段階においてだけ修正される。
【０１１５】
さらに、目的関数値は、各露出段階の関数として計算され（段階Ｓ４３）、全体の設計問題について総合されてもよい。各制約について計算された目的関数値および露出段階当たりの目的関数値は、総合目的関数値に対する所与の制約のパーセンテージ寄与を提供するために、各目的関数値を正規化する（段階Ｓ４５）ことによって、さらに調査されてもよい。目的関数計算のそれぞれの結果または値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のサブルーチン目的関数値データベース２５７に記憶される（段階Ｓ４７）。
【０１１６】
目的関数値は、試験炉心設計について所望の炉心パターンを手作業で決定する際に利用されてもよい。たとえば、目的関数計算の値は、限界に違反するパラメータを決定するために、ユーザによってグラフィカルに閲覧されてもよい。さらに、試験炉心設計におけるロッドパターン設計の変更についての首尾よい反復にわたる目的関数値の変化は、提案された設計の改善度および有害度を推定する基準（ｇａｕｇｅ）をユーザに提供する。
【０１１７】
いくつかの反復にわたる目的関数値の増加は、ユーザの変更が、所望の解から離れていくロッドパターン設計（したがって、パワー増強炉心設計）を作成していることを指示し、一方、目的関数値がより小さい（たとえば、目的関数値が、正値からゼロの方へ減少する）連続した反復は、反復式設計の改善を指示する場合がある。連続する反復にわたる、目的関数値、限界、およびシミュレーション結果は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内の種々のサブルーチンデータベースに記憶されてもよい。したがって、万一、後の変更が役立たないことがわかった場合、過去の反復からの設計が、迅速に取り出されてもよい。
【０１１８】
図１５は、目的関数計算の終了後の再検討のためにユーザに利用可能な例示的なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。目的関数計算の終了によって、ユーザは、目的関数計算に関連するデータを提供されることができ、データは、評価された試験ロッドパターンを用いて構成された試験原子炉炉心設計のシミュレーション中に違反された限界を含んでもよい。
【０１１９】
図１５を参照すると、入力制限値を表すことができる制約パラメータのリスト、および、制約ごとの目的関数値計算のそれぞれの値が表示されている。図１５は、たとえば、チェックボックス１５０５によって指示されるように、ボックス内のチェックによって、限界が違反されたことを示す。さらに、各限界違反について、（図１４に関して述べた計算および正規化ルーチンに基づいて）その寄与率およびパーセント（％）寄与率が表示される。相応して、このデータに基づいて、ユーザは、その後の反復について、ロッドパターン設計に対してどの修正を行うことが必要とされるかについて推奨を提供されてもよい。
【０１２０】
個々のロッドパターン修正は、あるいは、ユーザの好みに委ねられてもよいが、手順上の推奨は、たとえば、プルダウンメニューの形態で提供されてもよい。これらの推奨は、４つのカテゴリ、すなわち、エネルギーにとって有益な移動、反応性コントロール、エネルギーにとって有害な移動、および（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換に分割されてもよい。先に説明したように、１つの技法は、エネルギーにとって有害な移動ではなくエネルギーにとって有益な移動を使用して問題に対処することである。ロッドパターン設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換することを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、ロッドパターンを修正する上記手順上の推奨を表すことができる。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・羽根の上部からのピーキングがある場合、羽根をより深く挿入せよ
・ＥＯＣにおいて、ＮＥＸＲＡＴ（たとえば、熱マージン制約）問題がある場合、サイクルの早期に羽根をより深く挿入せよ
・中間サイクル中にｋＷ／ｆｔピーキングがある場合、サイクルの早期に深いロッドをより深く押し込め（ｄｒｉｖｅ）
＜反応性コントロール＞
・シーケンス中に流量が高過ぎる場合、深いロッドを引っ張れ
・シーケンス中に流量が低過ぎる場合、ロッドをより深く押し込めよ
エネルギーにとって有害な移動
・シーケンス中に炉心の底部においてピーキングがある場合、局所的なエリアに浅い羽根を挿入せよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて、余分のＭＦＬＣＰＲマージンがある場合、サイクルの早期に羽根をより深く押し込め
・ＥＯＣにおいて、余分のｋＷ／ｆｔマージンがある場合、サイクルの早期に羽根をより深く押し込め
・ＥＯＣにおいて、炉心の中心に余分のＭＦＬＣＰＲマージンがある場合、サイクルの早期に中心のロッドをより深く押し込め
ロケーションおよび目的関数によって指示される、限界違反の時間露出に基づいて、ユーザは、制約違反に対処し、調整する（ｆｉｘ）ために、上記推奨の１つまたは複数に恐らく従ってもよい。
【０１２１】
目的関数計算から得られるデータは、適当なディスプレイデバイス上で解釈されてもよい。たとえば、このデータは、図１５に関して述べたように、違反者が表示された状態の制約のリストとして表示されてもよい。しかし、ユーザは、たとえば、２次元ビューまたは３次元ビューとして構成可能であることができる多数の異なる「結果」表示スクリーンにアクセスしてもよい。以下の表１は、ユーザが利用可能な例示的なビューの一部を列挙する。
【０１２２】
【表１】
図１６、１７Ａ、および１７Ｂは、本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。図１６を参照すると、ユーザは、一定の制約またはパラメータのビューを表示するために、タスクバー上の「ｖｉｅｗ」アイコンから適当なドロップダウンメニューをプルダウンしてもよい。図１６に示すように、ユーザは、ＭＦＬＰＤ（限界パワー密度の最大割合 （Ｍａｘｉｍｕｍ Ｆｒａｃｔｉｏｎａｌ Ｌｉｍｉｔｉｎｇ Ｐｏｗｅｒ Ｄｅｎｓｉｔｙ））制約パラメータを選択した。ドロップダウンメニュー１６１０に指示するように、ユーザが利用可能な多数の異なるグラフィックビューが存在する。ユーザは、単に所望のビューを選択し、その後、図１７Ａまたは１７Ｂに示すようなページにアクセスしてもよい。
【０１２３】
図１７Ａは、１７０５と１７１０に見られるように、特定の制約の２つの異なる２次元グラフを示す。たとえば、ユーザは、炉心サイクルにおける特定の露出について、（炉心最大対露出グラフ１７０５およびＭＦＬＰＤの軸方向値対露出グラフ１７１０において）ＭＡＰＬＨＧＲ（最大平均平面熱発生率（Ｍａｘｉｍｕｍ Ａｖｅｒａｇｅ Ｐｌａｎａｒ Ｈｅａｔ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｒａｔｅ））の違反がどこで起こるかを確定ことができる。これらの制約についての限界は、ライン１７２０および１７２５で示され、違反は、全体が、図１７Ａの１７３０および１７３５で示される。
【０１２４】
図１７Ｂは、ＭＡＰＬＨＧＲ対露出についての最も大きな違反の寄与者が、どこに位置するかを見るために、別のビュー、この場合、炉心の全体の断面の２次元ビューを示す。１７４０および１７５０おいて見られるように、囲った四角形は、炉心内のＭＡＰＬＨＧＲに対する最大の違反寄与者である燃料集合体を表す（たとえば、１７４０および１７５０は、ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体を指す）。これは、ロッドパターン設計内のどの燃料集合体が、修正を必要とするかの指示をユーザに与える。
【０１２５】
図１８Ａおよび１８Ｂは、本発明による、例示的な修正ロッドパターンツールによる、ロッドパターン修正および反復処理段階を記述するフロー図である。図１８Ａを参照すると、段階Ｓ６０にて、データ（たとえば、図１５〜１７Ｂに示し述べたデータなど）を解釈することによって、ユーザは、修正サブルーチンを始動したいと思う場合がある（段階Ｓ７０）。実際に、初期試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計は、許容可能な設計ではないことになり、修正サブルーチンが、恐らく、必要とされるであろう。
【０１２６】
一実施形態では、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンを手作業で命令することができる。別の実施形態では、サブルーチンは、多数のロッドパターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１２７】
ユーザは、表示されたデータに基づいて、いずれかの限度値が、違反されたかどうかを判定する（段階Ｓ７１）。限界が違反されない場合、ユーザは、（パワー増強運転のための）最大パワーの特性が、選択された試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計から得られることを、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。たとえば、これらの識別子は、サイクル延長のためのプルトニウム発生を最大にするために、ロッドを炉心内により深く押し込むことによる、良好な熱マージン（ＭＦＬＣＰＲおよびＬＨＧＲに関するマージンなど）利用の指示を含んでもよい。パワー要件は、最小ＥＯＣ固有値が、サイクル設計について得られる（固有値探索）か、または、所望のサイクル長が、固定ＥＯＣ固有値で決定されるときに満たされることが示されてもよい。選択された試験ロッドパターンを有する試験原子炉炉心設計から最大パワーが得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が「はい」となる）場合、試験原子炉炉心設計について許容可能な試験ロッドパターンが、決定され、ユーザは、ロッドパターン設計に関連する結果の報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正炉心ツールおよび／または独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で選択されたロッドパターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１２８】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、ロッドパターン設計から、最大パワーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、シーケンス方策の修正が必要とされることを、特性が指示するかどうかを判定する（段階Ｓ７４）。シーケンス方策を修正する必要性を指示する特性は、過剰な制御羽根（制御ロッド）履歴、局所的エリアでのＥＯＣにおける過剰なＭＦＬＣＰＲ、および個々の露出においてＭＦＬＣＰＲを含むことができないことを含んでもよい。さらに、ロッドパターン設計変更のいくつかの反復が試みられ、目的関数に対して実際の改善がなかった場合、これは、代替のロッドパターンシーケンスが、調査される必要があるというさらなる指示である。
【０１２９】
図１９は、ロッドパターンを修正するために、羽根グループを定義するためのスクリーンショットである。相応して、シーケンス方策が、修正を必要とする（段階Ｓ７４の出力が「はい」となる）場合、ユーザは、シーケンス方策を変えることによって、派生したロッドパターン設計を作成する（段階Ｓ７５）。たとえば、また、図１２および図１９を参照すると、ユーザは、羽根のグルーピングを変えるために、運転構成ページ上でｅｄｉｔオプションを選択してもよい（図１２の１２１７を参照されたい）。
【０１３０】
シーケンス方策が、修正される必要があることを指示する特性が存在しない（段階Ｓ７４の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、制御羽根または制御ロッドの位置を変更することによって、派生したロッドパターン（したがって、派生した原子炉炉心設計）を作成するために、試験ロッドパターン設計を修正してもよい。図１２を参照すると、ユーザは、特定の露出について、「ｓｅｔ ｒｏｄｓ」ボックス１２３０をチェックし、ｅｄｉｔアイコン１２３５を選択する。図１９に示すように、これらのオペレーションは、ユーザが、特定のグループの制御羽根のノッチ位置を手作業で変えることを可能にする別の表示をもたらしてもよい。図１９では、セル１９４１で選択された羽根グループ内部Ａ１を有する炉心断面を示す、「Ｄｅｆｉｎｅ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐｓ」スクリーンショット１９４０が示される。ｏｐｔｉｏｎｓプルダウンメニュー１９４２を選択することによって、ユーザは、「Ｓｅｔ Ｂｌａｄｅ Ｃｏｎｓｔｒａｉｎｔｓ」ウィンドウ１９４５と呼ぶ別のウィンドウを表示してもよい。ｍｉｎｉｍｕｍ ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄１９５０は、羽根が、炉心内でどれほど深くまで入ることを許容されるかを特定する。ｍｉｎｉｍｕｍ ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄１９５５は、羽根が、炉心からどれほど遠くまで出ることを許容されるかを特定し、不許可欄１９６０は、この特定のロッドパターン設計について許可されない羽根ロケーションを特定する。例は、沸騰水型原子炉についての制御羽根ノッチ位置だけでなく、加圧水型原子炉内の制御ロッド位置ならびに他の型の原子炉（たとえば、ガス冷却型原子炉、重水型原子炉など）の制御ロッド位置を変更することも制限する。
【０１３１】
試験ロッドパターンが、ロッド位置を変更することによって修正されたか、または、シーケンス方策を変更することによって修正されたかによらず、派生したロッドパターン（したがって、派生した原子炉炉心設計）が全ての限界を満たすかどうかを判定するために、段階Ｓ３０〜Ｓ５０が繰り返される（段階Ｓ７７）。これは、反復プロセスになってもよい。
【０１３２】
図１８Ｂは、本発明の例示的な実施形態による反復プロセスを示す。シミュレートされたそれぞれの派生的ロッドパターン設計について、シミュレートされた結果と限界（たとえば、計算された目的関数値）との比較に関連するいずれかのデータが、限界違反が存在することを依然として指示するかどうかを、ユーザが判定する。指示しない場合、ユーザは、特定の原子炉で使用することができる許容可能なロッドパターン設計を生成しており、許容可能なロッドパターン設計に関連するグラフィック結果にアクセスし（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正炉心ツールおよび／または独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で選択されたロッドパターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１３３】
限界が違反されていることを、反復が依然として指示する（段階Ｓ１６０の出力が「はい」となる）場合、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返される（段階Ｓ１７０）。反復プロセスは、ユーザが、ロッドパターンを微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能なロッドパターン設計から抽出することを可能にする点で、有益である。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早める。図１８Ｂに述べる反復プロセスは、１回に１つのパラメータを変更し、次に、原子炉炉心シミュレーションを実行する従来技術の手作業の反復プロセスを使用して何週間もかかったことと比較して、非常に短い期間で行われてもよい。
【０１３４】
これまで、修正ロッドパターンツールは、ユーザまたは設計者が、所望の設計を得るために、ＧＵＩ２３０を介してデータを解釈し、表示されたフィードバック（目的関数からのデータ）に基づいて手作業で反復して試験ロッドパターン（したがって、試験原子炉炉心設計）を修正する観点から述べられた。しかし、図１８Ａおよび図１８Ｂの上述した段階は、最適化プロセスによって実施されてもよい。こうした最適化プロセスは、以降で説明される、修正炉心装荷パターンツールおよび独自の新しい燃料集合体型設計ツールに同様に適用可能である。最適化プロセスは、多数の異なるロッドパターン設計にわたって図１８Ａおよび図１８Ｂの段階を反復し、違反された限界を絶えず改善して、原子炉炉心内で使用される最適なロッドパターン設計が達成される。
【０１３５】
図２０は、こうしたプロセスを始動するためのスクリーンショットを示す。たとえば、プラントおよび試験ロッドパターンを選択した後に、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎ ｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎスクリーン２００５を表示してもよい。ユーザは、たとえば、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓ、ｏｐｔｉｍｉｏｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗ、およびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓの最適化パラメータ２０４０を選択してもよい。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓは、所与のシーケンスが原子炉を制御するのに使用されるときの、運転サイクル中の継続時間の間に、制御ロッドグルーピング（シーケンスと呼ぶ）内での個々のロッド（ＢＷＲ内の制御ロッド）位置の最適な決定を行うことを意味する。ロッド位置は、局所的パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。
【０１３６】
ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗは、運転サイクル中に時間の関数としての原子炉を通って流れる原子炉冷却水流量の最適な決定を行うことを意味する。流量は、全体的な原子炉パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓは、運転サイクル中に原子炉を制御するのに使用される所与のシーケンス（すなわち、制御ロッドグルーピング）の継続時間の最適な決定を行うことを意味する。ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓは、局所的パワーならびに核反応率に影響を及ぼす。
【０１３７】
適切な入力デバイス（たとえば、キーボード、マウス、タッチディスプレイなど）を使用して、ユーザは、所与の最適化パラメータ２０４０に関連する選択ボックス２０４２内をクリックすることによって、最適化パラメータの１つまたは複数を、ＧＵＩ２３０を介して選択してもよい。選択されると、チェックが、選択された最適化パラメータの選択ボックス２０４２内に現れる。選択ボックス２０４２内を再びクリックすることは、最適化パラメータを解除する。図２０に示すように、反復修正ロッドパターン設計プロセスを最適化するために、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｒｏｄ ｐａｔｔｅｒｎｓ、ｏｐｔｉｍｉｏｚｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｗ、およびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｉｎｔｅｒｖａｌｓについてのボックス２０４２を選択することになる。
【０１３８】
メモリ（リレーショナルデータベースサーバ）２５０はまた、最適化問題に関連する制約パラメータを記憶してもよい。これらのパラメータは、たとえば、限界データベース２５１に記憶されてもよい。制約パラメータは、１つまたは複数の制約を満たさなければならないか、または、満たすべきである最適化問題のパラメータであり、制約は、上述した限界と同じであってよい。
【０１３９】
図２１は、沸騰水型原子炉炉心設計の最適化問題に関連する最適化制約を列挙する例示的な最適化制約ページのスクリーンショットを示す。図示するように、各最適化制約２１５０は、それに関連する設計値２１５２を有する。各最適化制約は、指定された設計値より低くなければならない。ユーザは、目的関数を構成することを考慮して最適化パラメータを選択する能力を有する。ユーザは、最適化制約２１５０に関連する選択ボックス２１５４内をクリックすることによって、最適化制約を選択する。選択されると、チェックが、選択された最適化制約２１５０の選択ボックス２１５４内に現れる。選択ボックス２１５４内を再びクリックすることは、最適化制約を解除する。
【０１４０】
各最適化パラメータは、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶される、最適化パラメータに関連する所定のクレジット項およびクレジット重みを有してもよい。同様に、各最適化制約は、限界データベース２２５１および／または目的関数値データベース２５７などの、リレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶されることができる、最適化制約に関連する所定のペナルティ項およびペナルティ重みを有する。図２１を見てわかるように、ペナルティ項は、設計値を組み込み、ユーザは、所望に応じてこの値を変更する（すなわち、構成する）ことができる。
【０１４１】
さらに、図２１の実施形態は、ユーザが、各最適化制約２１５０についてのｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６を設定することを可能にする。最適化制約についてのｉｍｐｏｒｔａｎｃｅフィールド２１５８では、ユーザは、取るに足らない、低い、標準的、高い、および、非常に高いのプルダウンオプションを有してもよい。各オプションは、重要性が高ければ高いほど、所定のペナルティ重みが大きくなるように、経験的に決まったペナルティ重みと互いに関係がある。こうして、ユーザは、所定のペナルティ重みのセットの中から選択する。
【０１４２】
上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に応じて目的関数を構成する。結果得られる構成された目的関数は、選択された最適化パラメータに関連するクレジット成分の和と、選択された最適化制約に関連するペナルティ成分の和を足したものに等しい。
【０１４３】
さらに、この実施形態は、ユーザが、クレジット重みおよびペナルティ重みを処理する方法を選択することを可能にする。たとえば、ユーザは、ペナルティ重みについての、静的、デスペナルティ的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、クレジット重みについての、静的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、ペナルティとクレジットの両方の重みについて、相対的に適応的な方法を供給される。よく知られている静的方法は、重みを最初に設定された値に維持する。よく知られているデス方法は、各ペナルティ重みを無限大に設定する。よく知られている動的方法は、重みの変化量および／または変化頻度を決定する数学的表現に基づく、最適化探索内での目的関数の使用過程の間に初期重み値を調整する。よく知られている適応的方法は、同様に、最適化探索過程の間に適用される。この方法では、ペナルティ重み値は、設計値に違反する各制約パラメータについて、周期的に調整される。相対的に適応的な方法は、２００２年９月１９日に出願された、本出願の発明者等による、「ＭＥＴＨＯＤ ＡＮＤ ＡＰＰＡＲＡＴＵＳ ＦＯＲ ＡＤＡＰＴＩＶＩＴＹ ＤＥＴＥＲＭＩＮＩＮＧ ＷＥＩＧＨＴ ＦＡＣＴＯＲＳ ＷＩＴＨＩＮ ＴＨＥ ＣＯＮＴＥＸＳＴ ＯＦ ＡＮ ＯＢＪＥＣＴＩＶＥ ＦＵＮＣＴＩＯＮ」という名所の米国特許出願第１０／２４６，７１８号に開示される。
＜目的関数を使用した最適化＞
図２２は、本発明の例示的な実施形態による、目的関数を採用する最適化プロセスのフローチャートを示す。この最適化プロセスは、２００２年９月１９日に出願された、「ＭＥＴＨＯＤ ＡＮＤ ＡＰＰＡＲＡＴＵＳ ＦＯＲ ＥＶＡＬＵＡＴＩＮＧ Ａ ＰＲＯＰＯＳＥＤ ＳＯＬＵＴＩＯＮ ＴＯ Ａ ＣＯＮＳＴＲＡＩＮＴ ＰＲＯＢＬＥＭ」という名称の、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／２４６，７１６号に開示される。最適化プロセスを記載する’７１６号出願の関連部分は、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。
【０１４４】
説明だけのために、図２２の最適化プロセスは、図１に示すアーキテクチャによって実施されるものとして述べられる。図示するように、段階Ｓ２２１０にて、目的関数は、先行する章で先に説明したように構成され、その後、最適化プロセスが始まる。段階Ｓ２２１２にて、計算プロセッサ４００が、リレーショナルデータベース２５０からシステム入力を取り出すか、または、使用中の最適化アルゴリズムに基づいて最適化問題の入力パラメータ（すなわち、システム入力）について値の１つまたは複数のセットを生成する。たとえば、これらの入力パラメータは、パワー増強運転のための制約または限界基準を満たすために、試験原子炉炉心内のロッドパターン集合体を決定することに関連してもよいが、他の自動化ツール、すなわち、パワー増強運転のための制約または限界基準を満たすために、試験原子炉炉心内に配置するための、炉心装荷パターンおよび／または独自の新しい燃料集合体型を決定するためのツールに関連してもよい。しかし、最適化は、これらのパラメータを使用することに制限されない。それは、サイクル中の時間の関数としての、原子炉内における新しい燃料集合体と露出した燃料集合体の配置、ロッドグループ（シーケンス）の選択、および／または、グループ内での制御ロッド位置の配置に加えて、サイクル中の時間の関数としての炉心流量、原子炉冷却水入口圧などに対して命令されるパラメータなどの他の入力パラメータが使用されるからである。
【０１４５】
入力パラメータの各値のセットは、最適化問題の候補解である。上述した炉心シミュレータは、シミュレートされた運転を実行し、入力パラメータの各値のセットについてシミュレーション結果を生成する。シミュレーション結果は、最適化パラメータおよび最適化制約についての値（すなわち、システム出力）を含む。これらの値、または、これらの値のサブセットは、目的関数の数学的表現における変数の値である。
【０１４６】
その後、段階Ｓ２２１４にて、計算プロセッサ４００は、目的関数およびシステム出力を使用して、各候補解について目的関数値を生成する。段階Ｓ２２１６にて、計算プロセッサ４００は、段階Ｓ２２１４にて生成された目的関数値を使用して、最適化プロセスが解に収束したかどうかを評価する。収束に達しない場合、段階Ｓ２２１８にて、入力パラメータセットが修正され、最適化反復カウントが増加し、処理は段階Ｓ２２１２に戻る。
【０１４７】
段階Ｓ２２１２、Ｓ２２１６、およびＳ２２１８の生成オペレーション、収束評価オペレーション、および修正オペレーョンは、遺伝子アルゴリズム、シミュレーテッドアニーリング、およびタブ探索などのよく知られている最適化アルゴリズムに従って実施される。許容可能なロッドパターン設計（および／または、許容可能な炉心装荷パターン設計あるいは炉心内への配置のための独自の新しい燃料集合体型）を決定するために、最適化が利用されると、最適化は、収束（たとえば、図１８Ａおよび図１８Ｂの段階Ｓ７３／Ｓ１７３と同様の許容可能な結果）が得られるまで実行される。
＜修正炉心装荷パターンツール＞
修正炉心装荷パターンツールは、２００３年３月３１日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ Ｃｏｒｅ Ｌｏａｄｉｎｇ Ｐａｔｔｅｒｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／４０１，６０２号に詳細に記載される。ユーザは、試験原子炉炉心について決定された許容可能なロッドパターン設計と共に炉心装荷パターンを実施してもよく、または、ツールは、ブロック６００で決定された既存の試験原子炉炉心設計に関して反復されてもよい。ロッドパターンツールに関して述べたように、図５で特定され限界およびサポートする開示において特定された限界、図６からの新しい燃料集合体の所望のインベントリ、図８および図９に述べるように決定された所望の初期試験炉心装荷パターンならびに図１０に述べた新しい燃料装荷パターンに従って装荷された試験原子炉炉心設計がシミュレートされる。シミュレーションに関し、図１３の唯一の差は、段階Ｓ３１にて、試験炉心設計について、ロッドパターン（制御羽根シーケンス）の代わりに（または、その加えて）所望の炉心装荷パターンが、３Ｄ命令セットに変換されることである。そのため、修正ロッドパターンツールの反復から決定される所望の制御羽根シーケンス（ロッドパターン）は、シミュレートされる試験炉心設計について、所望の炉心装荷パターンについて設定されてもよい（また、３Ｄ命令セットに組み込まれてもよい）。
【０１４８】
同様に図１４に述べるように、限界データベース２５１からの目的関数計算への入力およびシミュレータ結果データベース２５５からのシミュレーション結果は、１つまたは複数の計算サーバ４００によってアクセスされ（段階Ｓ４１）、目的関数値は、各露出段階の関数として計算され、全体の設計問題について総合される（段階Ｓ４３）。各制約について計算される計算された目的関数値および露出段階当たりの目的関数値は、総合目的関数値に対する所与の制約のパーセンテージ寄与を提供するために、正規化される（段階Ｓ４５）。目的関数計算のそれぞれの結果または値は、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のサブルーチン目的関数値データベース２５７に記憶される（段階Ｓ４７）。
【０１４９】
図１５に示すように、ユーザは、シミュレーション中に違反された可能性がある限界を指示するデータを提供されてもよい。相応して、このデータに基づいて、ユーザは、その後の反復のために、試験炉心設計の選択された炉心装荷パターンに対して、どんな修正が行われることが必要とされるかについての推奨（複数可）を提供されてもよい。
【０１５０】
修正ロッドパターンツールに関して先に説明したように、個々の炉心装荷パターン修正は、あるいは、ユーザの好みに委ねられてもよいが、エネルギーにとって有益な移動、エネルギーにとって有害な移動、および（熱限界に対する）過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換などの手順上の推奨は、ユーザによってアクセス可能であってよい。所望の炉心装荷パターンを有する試験炉心設計が、限界（クライアント入力のプラント固有制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、炉心装荷パターンを修正するための上記手順上の推奨を示してもよい。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・限界パワー比（ＣＰＲ）マージンが、炉心周辺に向かって低過ぎる場合、反応性が高い（露出の少ない）燃料を炉心中心に向かって移動させよ
・ＥＯＣにおいてＭＦＬＰＤ（たとえば、熱マージン制約）がある場合、反応性が高い燃料を問題ロケーションに向かって移動させよ
・ＢＯＣにおいて、炉心周辺でシャットダウンマージン（ＳＤＭ）問題がある場合、反応性が低い燃料を炉心周辺に対して配置せよ
エネルギーにとって有害な移動
・ＥＯＣにおいて最小限界パワー比（ＭＣＰＲ）マージンが低過ぎる場合、反応性が低い（露出の大きい）燃料を問題ロケーション（複数可）に移動させよ
・ＥＯＣにおいてｋＷ／ｆｔマージン（ＭＡＰＬＨＧＲ）が低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーション（複数可）に移動させよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて炉心の中心に余分なＭＣＰＲマージンがある場合、反応性が高い燃料を炉心周辺から炉心中心に移動させよ
目的関数計算から得られるデータは、図１５および表１に示すように、違反者が表示された状態の制約のリストとして表示されてもよい。ユーザは、一定の制約またはパラメータが炉心設計に及ぼす影響を調べるために、図１６および図１７Ｂに示すようにグラフィックディスプレイによってやはり提示されてもよい。たとえば、図１７Ｂにおいて、１７４０および１７５０では、囲った四角形は、炉心内のＭＡＰＬＨＧＲに対する最大の違反寄与者である燃料集合体を表す（たとえば、１７４０および１７５０は、ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体を指す）。これは、修正を必要とする可能性がある試験炉心設計内の新しい燃料ロケーションおよび／または露出した燃料ロケーションの指示をユーザに与える。
【０１５１】
図２３Ａおよび図２３Ｂは、本発明による、例示的な修正炉心装荷パターンツールによる、炉心装荷パターン修正および反復処理段階を記述するフロー図である。これらの図に述べる機能は、図１８Ａおよび図１８Ｂと同じであり、そのため、同じ表記が、明確にするために使用されており、差は、以下でより詳細に説明される。
【０１５２】
修正ロッドパターンツールと同様に、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよい、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１５３】
ユーザは、いずれかの限度値が、違反されたかどうかを判定し（段階Ｓ７１）、限界が違反されない場合、最大パワーの特性が、試験炉心設計についての選択された炉心装荷パターンから得られることを、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。選択された炉心装荷パターンを有する試験炉心設計から最大パワーが得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が「はい」となる）場合、許容可能な炉心装荷パターン設計が、決定され、ユーザは、許容可能な設計に関連する結果およびデータの報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正の独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で、かつ／または、修正ロッドパターンツールへの入力として選択された炉心装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１５４】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、炉心装荷パターン設計から、最大パワーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、新しい燃料集合体の数の修正が必要とされることを、特性が指示するかどうかを判定する（段階Ｓ７４）。新しい燃料集合体の番号を修正する必要性を指示する特性は、エネルギー不足、許容可能なエネルギーに関するマージン不足、および／または、停止時のデータ変更による反応性の喪失を含んでもよい。さらに、炉心装荷パターン設計変更のいくつかの反復が試みられ、目的関数に対して実際の改善がなかった場合、これは、代替の炉心装荷パターン設計が、調査される必要があるというさらなる指示である。
【０１５５】
相応して、段階Ｓ７４の出力が、はい、である場合、ユーザは、必要とされる新しい燃料集合体の番号を再評価し、炉心対称性についての要求に応じて集合体の数を切り捨て、改定された、または、派生した試験炉心装荷パターンに従って炉心に装荷することによって、修正された、または、派生した炉心装荷パターン設計を作成してもよい（段階Ｓ７５）。段階Ｓ７５は、一般に、図６の段階６０４〜６０７に相当する。
【０１５６】
新しい燃料集合体数を修正する必要性を指示する特性が存在しない（段階Ｓ７４の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、派生した炉心設計を作成するために、試験炉心設計を修正してもよい（段階Ｓ７６）。上述した手順上の推奨に基づいて試験炉心装荷パターンに対する修正を行う際、ユーザは、ＧＵＩ２３０を介して炉心装荷パターンを変更してもよい。
【０１５７】
たとえば、適当な入力デバイス（マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声コマンドなど）およびＧＵＩ２３０を使用して、設計者は、ユーザが移動したいと思う、炉心設計における露出した（または、新しい）燃料集合体（複数可）についての炉心対称性オプションを特定してもよく、「目標の」露出した燃料集合体（複数可）を選択してもよく、目標の露出した（または、新しい）燃料集合体（複数可）によって置き換えるために、炉心設計において「行き先の」露出した（または、新しい）燃料集合体を選択してもよい。目標および行き先集合体は、必要とされる対称性（鏡像、回転など）に応じて「シャフリング」されてもよい。所望の方法で、修正された、または、派生した試験炉心設計を再装荷することを必要とされるこのプロセスは、露出した（または、新しい）燃料集合体シャフルについて繰り返されてもよい。
【０１５８】
図２４は、本発明の例示的な実施形態による、図２３Ａの修正段階Ｓ７６をさらに詳細に示すスクリーンショットである。図２４は、試験炉心設計の炉心装荷パターンに対する迅速な設計修正を行うために、ユーザに利用可能な機能を示す。ユーザは、ｆｕｅｌ ｓｈｕｆｆｌｉｎｇページ２４０５を選択し、炉心設計のある部分のスクリーン２４１５を表示するために、「ｂｕｎｄｌｅ ｓｈｕｆｆｌｅ」タスクバー２４１０を選択してもよい。図１３では、２４２０で選定された露出した燃料集合体は、１つの燃料集合体型（ＩＡＴ型１１）から別の型（ＩＡＴ型１２）へ変更される。ある例では、露出した燃料集合体は、炉心設計において新しい燃料集合体を選択し、「ＳＷＡＰ」ボタン２４３０を選択することによって、新しい燃料集合体と交換されてもよい。スクリーン２４２５に示す炉心の部分は、露出した燃料集合体と新しい燃料集合体のそれぞれの種々の露出（ＧＷＤ／ｓｔ）を示すために、色別されてもよい。対応する色別されたキーは、たとえば、２４２７で指示するように表示されてもよい。図２４におけるアイテムの選択は、マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声起動式コマンドなどのような適当な入力デバイスを介して可能であってよい。
【０１５９】
これらの炉心装荷パターン設計修正は、たとえば、３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース２５９などのリレーショナルデータベース２５０にセーブされてもよい。再び図２３Ａを参照すると、試験炉心装荷パターンが、段階Ｓ７５またはＳ７６に述べるように修正されたかどうかによらず、派生した炉心設計が、全ての限界を満たすかどうかを判定するために、段階Ｓ３０〜Ｓ５０が繰り返される（段階Ｓ７７）。これは、反復プロセスになってもよい。
【０１６０】
図２３Ｂは、本発明の例示的な実施形態による反復プロセスを示す。シミュレートされた段階Ｓ７０からのそれぞれの派生した炉心装荷パターン設計について、シミュレートされたそれぞれのロッドパターン設計について、シミュレートされた結果と限界（たとえば、計算された目的関数値）との比較に関連するいずれかのデータが、限界違反が存在することを依然として指示するかどうかを、ユーザが判定する（段階Ｓ１６０）。指示しない（段階Ｓ１６０の出力が「いいえ」となる）場合、ユーザは、特定の原子炉で使用することができる許容可能な派生した炉心装荷パターン設計を生成しており、許容可能な炉心装荷パターン設計に関連するグラフィック結果にアクセスし（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正の独自の新しい燃料集合体型設計ツール内で、かつ／または、修正ロッドパターンツールへの入力として、選択された派生した炉心装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１６１】
限界が違反されていることを、反復が依然として指示する（段階Ｓ１６０の出力が「はい」となる）場合、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされる／最大パワーが得られるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされる／最大パワーが、許容可能なマージン内で得られると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返されてもよい（段階Ｓ１７０）。反復プロセスは、ユーザが、炉心装荷パターン設計を微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能な炉心装荷パターン設計から抽出することを可能にする点で、有益である場合がある。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早める。図２３Ｂに述べる反復プロセスは、１回に１つのパラメータを変更し、次に、原子炉炉心シミュレーションを実行する従来技術の手作業の反復プロセスを使用して何週間もかかったことと比較して、非常に短い期間で行われてもよい。
【０１６２】
図１８Ａおよび図１８Ｂの修正ロッドパターンツールに関して述べるように、図２３Ａおよび図２３Ｂの機能は、原子炉炉心内で使用するために、全てのユーザ限界および制約を満たす所望の炉心装荷パターン設計に向かって常に改善しようとして、Ｎ個の異なる炉心装荷パターン設計にわたって反復されてもよい。
【０１６３】
再び図２０を参照すると、反復的炉心装荷パターンプロセスを最適化するために、ユーザは、ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇパラメータ用のボックス２０４２をチェックすることになる。ｏｐｔｉｍｉｚｅ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇ選択は、１回燃焼した燃料と２回燃焼した燃料の最適な決定を行うことを意味する。
【０１６４】
図２１に示すように、ユーザは、所与の最適化制約２１５０に関連する所望の最適化制約（ボックス２１５２）を選択してもよく、また、上述した各最適化制約２１５０についてｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６（取るに足らない、低い、基準、高い、および、非常に高い）を設定してもよく、ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ２１５６は、重要性が高ければ高いほど、所定のペナルティ重みが大きくなるように、経験的に決まったペナルティ重みと互いに関係がある。
【０１６５】
上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に従って目的関数を構成する。結果得られる構成された目的関数は、選択された最適化パラメータに関連するクレジット成分の和と、選択された最適化制約に関連するペナルティ成分の和を足したものに等しい。
【０１６６】
先に説明したように、上記 ’７１８号出願に開示するように、ユーザは、ペナルティ重みについての、静的、デスペナルティ的、動的、および適応的な可能性のある方法を選択し、クレジット重みについての、静的、動的、および適応的な可能性のある方法を供給され、ペナルティとクレジットの両方の重みについて、相対的に適応的な方法を供給されてもよい。相応して、図２２の最適化プロセスは、その後、許容可能な派生した炉心装荷パターン設計を決定するように進んでもよい。
＜独自の新しい燃料集合体型設計ツール（Ｎストリーミング）＞
修正炉心装荷設計ツールからの許容可能な炉心装荷パターンおよび修正ロッドパターン設計ツールからの許容可能なロッドパターンの一方または両方に基づいて、独自の新しい燃料集合体型設計ツールが反復されて、所望のパワー増強炉心設計のために使用することができる（新しい燃料集合体インベントリから利用可能な）新しい燃料集合体の異なる型および／またはロケーションが決定されてもよい。あるいは、ユーザは、ブロック６００で決定された元の試験炉心設計を使用してこのツールを実施して、設計における新しい燃料集合体型の設置および構成を決定し、この設計を、修正炉心装荷パターンツールおよび／または修正ロッドパターンツールの一方または両方に出力してもよい。
【０１６７】
独自の新しい燃料集合体型設計ツール、以降で、便宜のために「Ｎストリーミングツール」は、２００２年１２月２３日に出願された、「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｆｏｒ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｄｅｓｉｇｎｓ」という名称の、Ｄａｖｉｄ Ｊ．Ｋｒｏｐａｃｚｅｋ他に対する、同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１０／３２５，８３１号に詳細に記載される。このツールは、パワー増強炉心設計のためにＮ個の独自の新しい燃料集合体型を決定するようになっている。Ｎストリーミングについての試験炉心設計を生成するための運転のシーケンスは、図５〜１１に述べるシーケンスからのわずかの修正であるが、試験炉心設計は、図１３によりシミュレートされ、目的関数値は、図１４により計算される。
【０１６８】
シミュレーションに関し、図１３の差は、段階Ｓ３１にて、試験炉心設計が、３Ｄ命令セットに変換される新しい燃料集合体型の一定の独自のサブセットを組み込むことである。さらに、修正ロッドパターンツールの反復から決定された所望の制御羽根シーケンス（ロッドパターン）（およびベース炉心装荷パターン、１回燃焼した燃料集合体と２回燃焼した燃料集合体の配置および構成、ならびに、評価される独自のサブセット以外の新しい燃料集合体型）が、シミュレートされる試験炉心設計について、試験原子炉炉心設計のために設定されてもよい（また、３Ｄ命令セットに組み込まれてよい）。
【０１６９】
図２５は、本発明の例示的な実施形態による、Ｎストリーミングツールの機能を示すフローチャートである。図１１に述べるように、原子炉プラントは、段階Ｓ５にて評価のために選択され、選択されたプラントの試験ロッドパターン設計についてのシミュレーションで使用される限界が定義される（段階Ｓ１０）。これらの段階は、入力ブロック５００の機能によって以前に実行されているが、本明細書では明確にするために、再反復される。図５で先に示したように、シミュレーションへの入力変数に関する限界、および、シミュレーション結果に関する限界として構成することができるクライアント入力のプラント特定制約が、シミュレーションについて設定される。
【０１７０】
初期の新しい燃料装荷パターンを有する試験炉心設計は、その後、選択された原子炉について生成される（段階Ｓ１５）。たとえば、履歴の炉心装荷パターン設計データベース２５４がアクセスされて、定義された限界に最も適合する履歴の原子炉炉心設計が見出されてもよい。履歴の炉心設計は、同じ炉心サイズとパワー出力定格であり、同じサイクルエネルギーを有し、選択された原子炉プラントについて生成された炉心設計に対して同じ運転性能特性を有する場合に、適合性がある可能性がある。
【０１７１】
基本として同じ履歴の設計を使用し、図６に述べるのと同様に、履歴の炉心の総エネルギー含有量が計算され、必要とされるエネルギー含有量（たとえば、たとえば、顧客要件に基づく、決定された炉心設計からの所望のエネルギー出力）からの差が定義されてもよい。履歴の炉心のエネルギーと所望されるエネルギー含有量との差は、新しい燃料アセンブリの装荷によって供給されるべきである。
【０１７２】
こうして、基準炉心設計を生成するために、ユーザは、生成される原子炉炉心設計について、エネルギー要件（複数可）（限界内に含まれてもよい）を最もよく満たす可能性がある、基準炉心設計用の新しい燃料集合体型（複数可）を選択すべきである（段階Ｓ２０）。集合体設計は、以前に作成され、モデル化されたいろいろな新しい燃料集合体設計（またはＮストリーム）を提供する新しい燃料集合体設計データベース２５２から選択されてもよい。
【０１７３】
図２６は、「Ｎストリーミング」という名称の集合体選択ウェブページ２６００のスクリーンショットを示す。ユーザは、モデム、キーボード、ポインタなどのような適当な入力デバイスを使用して、ＧＵＩ２３０を介して、ページ２６００を提示してもよい。複数の選択可能な新しい燃料集合体型２６０５が、表示されてもよい。これらの集合体型２６０５は、以前にモデル化されたため、これらの集合体型２６０５の性能に関する情報は、ユーザが即座に利用可能である。ユーザは、その後、ボックス２６１０をクリックすることによって、基準炉心設計の装荷パターンで使用される所望の集合体型を選択してもよい。
【０１７４】
新しい集合体型が選択されると、図６の段階６０６に述べるように、炉心装荷対称性が反映される。その後、試験炉心設計内の１つまたは複数のその時の新しい燃料集合体が、反復改善プロセス中に、選択可能な新しい燃料集合体２６０５の１つまたは複数と置き換えられてもよい（段階Ｓ２５）。選択は、ＧＵＩ２３０を介して実施されてもよく、各集合体の性能特性の概要をユーザに提供する。「Ｎストリーミング」（選択された新しい燃料集合体）が定義されると、段階Ｓ２５およびＳ３０によって述べたルーピングプロセスが始動し、それにより、置換えの体系的プロセスおよび新しい燃料集合体についての解析が実施される。
【０１７５】
ある例では、最も外側のレベル（「外側ループ」）で、その時の基準炉心設計内のそれぞれの新しい燃料ロケーションが、シーケンスで調査される。「調査される」ことによって、原子炉炉心運転は、それぞれの特定の独自の新しい燃料装荷パターンを有する試験炉心設計について、図１３に述べるのと同様にシミュレートされ（段階Ｓ３０）、Ｎストリーム（独自の燃料集合体）の性能特性が、再検討されて、試験（または、派生した）炉心設計が、生成される原子炉炉心設計について、パワー増強エネルギー要件（複数可）を最もよい満たす可能性があるかどうかが判定される。最も内側のレベルで、ページ２６００から選択されたそれぞれの「置換えの」新しい燃料集合体２６０５は、各燃料ロケーションで調査される（段階Ｓ３５）。このプロセス中に、基準炉心設計内のその時の新しい燃料集合体は、それぞれの新しい「Ｎストリーミングの」新しい燃料集合体２６０５に置き換えられる。
【０１７６】
先に説明したように、原子炉運転は、複数のシミュレートされた結果または出力を生成するように、選択された新しい燃料集合体の１つまたは複数を含む試験炉心設計に関してシミュレートされる（段階Ｓ３０）。置換えおよびシミュレーションの反復段階は、全ての選択された新しい燃料集合体が、各燃料ロケーションに挿入され、それぞれの派生した炉心設計が、シミュレートされる（たとえば、段階Ｓ３５の出力が、はい、となる）まで繰り返される（段階Ｓ３５の出力が、いいえ）。したがって、新しい燃料ロケーションのそれぞれへの全ての選択された新しい燃料集合体２６０５の置換は、内部ループおよび外部ループを出ることによって終了する。
【０１７７】
上述した反復改善プロセスは、ユーザが、炉心設計について新しい燃料装荷パターンを微調整することを可能にし、また、従来の手作業の反復プロセスの処理について以前に可能であったよりも、恐らくさらに多くのエネルギーを許容可能な炉火設計から抽出することを可能にする点で、有益である場合がある。さらに、リレーショナルデータベースサーバ２５０および多数の計算サーバ４００の組み込みが、計算を早め、処理時間を、何週間の代わりに何時間へと減少させる。
【０１７８】
シミュレーションからの出力は、図１４に述べるように、限界に基づいてランク付けされる（段階Ｓ４０）。ユーザは、所望であれば、出力のそれぞれに関連するデータを表示してもよい。これによって、たとえば、改善が存在したかどうか、定義された限界を超えないか、または、一定のエネルギー要件を満たすことによって、改善された出力が定義されてもよいかどうかを判定するための、基準炉心設計に対する比較をユーザが行うことが可能になる。
【０１７９】
一番上にランク付けされた出力が、改善された出力である（段階Ｓ５０の出力が、はい、となる）場合、その最も高くランク付けされた出力に相当する炉心設計が、新しい炉心設計として設定され（段階Ｓ８０）（また、設計を改良するために、炉心装荷ツールまたはロッドパターンツールの反復について入力されてもよい）、結果は、シミュレータ結果データベース２５５などのリレーショナルデータベースサーバ２５０に記憶される（段階Ｓ９０）。これは、反復改善プロセスの単一の反復を遂行する。
【０１８０】
段階Ｓ２５、Ｓ３０、Ｓ４０、およびＳ５０（段階Ｓ３０〜Ｓ９０を含む）が、繰り返され（たとえば、Ｎ反復）、それぞれの「改善された出力」が、その後の反復についての新しい基準炉心設計になる。定義された限界は、Ｎ反復のそれぞれの基準炉心設計に適用可能である。所与の反復について、一番上にランク付けされた出力の改善が存在しない場合、反復プロセスが終了し、その時点で基準炉心設計に関するデータは、一番上にランク付けされた設計であるため、ユーザによって表示され、解釈されてもよい（段階Ｓ６０）。データはまた、シミュレートされた炉心内のどのロケーションが、最大の違反者か、または、限界違反に対する最大の寄与者であったかをユーザに提供してもよい。段階Ｓ６０では、ユーザは、図１８Ａおよび１８Ｂならびに２３Ａおよび２３Ｂで述べるものと同じ修正サブルーチンを始動したいと思う（段階Ｓ７０）。ある例では、これは、任意選択の段階であることができる。それは、許容可能なパワー増強炉心設計を達成するために、新しい燃料集合体のロケーションおよび／または構成を微調整することを除いて、増強パワー炉心設計のためのロッドパターンおよび炉心装荷パターンが、既に、決定され、設定されているかもしれないからである。
【０１８１】
修正ロッドパターンツールおよび修正炉心装荷ツールに介して先に説明したように、手順上の推奨は、ユーザによってアクセス可能であってよい。新しい燃料集合体の所望のＮストリームを有する試験炉心設計が、たとえ、限界（クライアント入力のプラント固有の制約、設計限界、熱限界など）の全てを満たしても、ユーザは、特定の限界に対する過剰なマージンが、付加的なエネルギーに変換されることを検証してもよい。相応して、以下の論理的ステートメントは、試験のまたは派生した炉心設計について新しい燃料装荷パターンを修正する上記手順上の推奨を示してもよい。
＜エネルギーにとって有益な移動＞
・限界パワー比（ＣＰＲ）マージンが、炉心周辺に向かって低過ぎる場合、反応性が高い燃料を炉心中心に向かって移動させよ
・サイクルの終了（ＥＯＣ）においてＮＥＸＲＡＴ（ノーダル露出比、熱マージン制約）がある場合、反応性が高い（たとえば、露出の少ない）燃料を問題ロケーションに向かって移動させよ
・サイクルの開始（ＢＯＣ）において、炉心周辺でシャットダウンマージン（ＳＤＭ）問題がある場合、反応性が低い燃料を炉心周辺に対して配置せよ
＜エネルギーにとって有害な移動＞
・ＥＯＣにおいてＣＰＲマージンが低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーションに移動させよ
・ＥＯＣにおいてｋＷ／ｆｔマージンが低過ぎる場合、反応性が低い燃料を問題ロケーションに移動させよ
＜過剰マージンの付加的なエネルギーへの変換＞
・ＥＯＣにおいて炉心の中心に余分なＣＰＲマージンがある場合、反応性が高い燃料を炉心周辺から炉心中心に移動させよ
目的関数計算から得られるデータは、図１５および表１に示すように、違反者が表示された状態のリストとして表示されてもよい。ユーザは、一定の制約またはパラメータが独自の新しい燃料装荷パターンを有する炉心設計に及ぼす影響を調べて、修正を必要とする可能性がある、試験炉心設計内の新しい燃料ロケーションの指示をユーザに与えるために、図１６および図１７Ｂに示すようにグラフィックディスプレイによってやはり提示されてもよい。
【０１８２】
図２７Ａおよび図２７Ｂは、本発明によるＮストリーム（独自の新しい燃料集合体型）の修正を記述するフロー図である。これらの図に示す機能は、図１８Ａおよび１８Ｂまたは２３Ａおよび２３Ｂと同じであり、そのため、同じ表記が、明確にするために使用されており、差は、以下で詳細に説明される。
【０１８３】
先に説明したように、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよく、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１８４】
図２７Ａを参照すると、段階Ｓ６０にて、データを解釈することによって、ユーザは、修正サブルーチンを始動したいと思う場合がある（段階Ｓ７０）。こうした場合、元の試験炉心設計は、許容可能な設計ではないことになり、違反されないはずである一定の限界が、各反復に関して依然として違反される場合にそうであるように、反復改善プロセスが、許容可能な炉心設計をユーザに提供することができない場合に、修正サブルーチンが必要とされる場合がある。
【０１８５】
修正ロッドパターンツールおよび修正炉心装荷ツールの場合と同様に、ユーザは、グラフィカルユーザインタフェースＧＵＩ２３０の助けを借りて、この修正サブルーチンの各反復を命令してもよく、または、修正サブルーチンは、多数の炉心装荷パターン設計反復について、シミュレーション、目的関数の計算、および目的関数計算の結果または値の評価を自動的に反復する最適化アルゴリズムの制限内で実施されてもよい。
【０１８６】
ユーザは、表示されたデータに基づいて、いずれかの限界が違反されたかどうかを判定する（段階Ｓ７１）。限界が違反されない場合、ユーザは、最大エネルギーの特性が、炉心設計から得られること（すなわち、サイクル延長のためのプルトニウム発生を最大にするためにロッドを炉心内により深く押し込むことによる、あるいは、最小ＥＯＣ固有値が、燃料サイクルについて使用される炉心設計について得られる（固有値探索）か、または、所望のサイクル長が、固定ＥＯＣ固有値で決定される場合の、良好な熱マージン（ＭＦＬＣＰＲおよびＬＨＧＲに関するマージンなど）の利用の指示）を、いずれかの識別子が指示するかどうかを判定する。
【０１８７】
最大エネルギーが、炉心設計から得られたという指示が存在する（段階Ｓ７２の出力が、はい、となる場合、所望の新しい燃料装荷パターンを有する許容可能な炉心設計が決定され、ユーザは、炉心設計に関する結果の報告にアクセスしてもよい（段階Ｓ７３）、かつ／または、修正ロッドパターン設計ツール内で、かつ／または、修正炉心装荷パターンツールへの入力として選択された新しい燃料装荷パターンを使用してもよい（段階Ｓ７８）。
【０１８８】
限界が違反される（段階Ｓ７１の出力が「はい」となる）か、または、限界は違反されないが、炉心設計から、最大エネルギーが得られなかった（段階Ｓ７２の出力が、いいえ、となる）場合、ユーザは、新しい燃料装荷パターン修正が、その時の基準炉心設計に対して行われるかを判定する（段階Ｓ７４）。新しい燃料装荷パターンに対して修正を行う際、また、上記からの推奨に基づいて、ユーザは、移動される、試験炉心設計内の潜在的な新しい集合体（複数可）の集合体対称性オプションを特定し、「目標の」新しい燃料集合体（複数可）、目標の集合体（複数可）が移動される行き先（複数可）を選択することによって、図２４に述べるように、ＧＵＩを介して新しい集合体装荷を変更してもよい。特定された目標の集合体は、その後、必要とされる対称性（鏡像、回転など）に応じてシャフリングされる。このプロセスは、炉心基準パターンを所望の方法で再装荷することを必要とされる、新しい集合体シャフルについて繰り返されてもよい。さらに、試験炉心設計修正は、たとえば、シミュレータ入力パラメータデータベース２５９にセーブされてもよい。
【０１８９】
ユーザは、設計修正を組み込む段階Ｓ３０〜Ｓ５０（段階Ｓ７５）を繰り返してもよい。結果得られる最も高くランク付けされた出力は、新しい基準炉心設計を確立し、新しい基準炉心設計から、図２５の反復改善プロセスが繰り返されてもよい。換言すれば、段階Ｓ３０〜Ｓ５０は、派生した炉心設計が、全ての限界を満たすかどうかを判定するために繰り返されてもよい（段階Ｓ７５）。これは、先に述べたように反復プロセスになる場合がある。
【０１９０】
図２７Ｂを参照すると、段階Ｓ７０の修正サブルーチンは、全ての限界が満たされるか、または、全ての限界が、許容可能なマージン内で満たされると、ユーザが判定するまで、反復して繰り返される（段階Ｓ１７０）。図２７Ａおよび図２７Ｂの機能は、原子炉炉心内で使用するために、全てのユーザ限界および制約を満たす所望の新しい燃料パターン設計に向かって常に改善しようとして、Ｎ個の異なる新しい燃料装荷パターン設計にわたって反復されてもよい。露出した燃料およびロッドパターンのための炉心装荷パターンが、パワー増強運転のための限界を満たすように設定されたと仮定すると、この微調整は、所望の新しい燃料装荷パターンを決定し、所望の新しい燃料装荷パターンは、露出した燃料およびロッドパターン設計によって、図４のブロック１１００において顧客に報告されるパワー増強炉心設計を生成することができる。
【０１９１】
再び図２０を参照すると、反復的なＮストリーミングプロセスを最適化するために、ｏｐｔｉｍａｌ ｆｕｅｌ ｌｏａｄｉｎｇパラメータおよびｏｐｔｉｍｉｚｅ ｂｕｎｄｌｅ ｓｅｌｅｃｔｉｏｎパラメータについてボックス２０４２をチェックし、図２１に述べるように、所望の最適化制約２１５０を選択し、各最適化制約２１５０について重要性を設定することになる。上記選択が終了すると、計算サーバ４００は、リレーショナルデータベースサーバ２５０から上記選択したものを取り出し、先に説明した汎用定義および選択プロセス中に行った選択に応じて目的関数を構成し、図２２による最適化プロセスは、その後、所望の新しい燃料装荷パターンを有する許容可能な派生した炉心設計を決定することに進んでもよい。
【０１９２】
相応して、Ｎストリーミングツールは、任意の数または組合せの新しい燃料集合体装荷パターン設計（たとえば、「Ｎ」ストリーム）が、パワー増強運転のためにユーザによって入力された複数の限界または制約を満たす許容可能な炉心設計を決定するために、利用されることを可能にする。こうして決定されたパワー増強炉心設計は、たとえば、新しい燃料集合体のＮ個の新しい解を含んでもよい。
【０１９３】
通常、多くて、１つまたは２つの新しい燃料集合体型（すなわち、１つまたは２つのストリーム解）を利用する、現行の原子炉炉心設計と対照的に、新しい燃料集合体のロケーションおよび型についての任意の数または組合せの新しい燃料集合体装荷パターン設計（たとえば、「Ｎストリーム」）は、炉心設計において、配置のための所望の新しい燃料集合体を決定するために利用されてもよい。ある例では、Ｎストリーミング法は、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型（Ｎストリーム）を用いて、パワー増強運転のための限界および／または制約を満たす炉心設計を決定するために使用されてもよい。ここで、Ｎは、少なくとも２つの独自の新しい燃集合体型（Ｎ＝２）に等しいか、または、それを超える。
【０１９４】
相応して、先に述べたように、ロッドパターン、炉心装荷パターン、および独自の新しい燃料集合体型設計ツールは、それぞれ、ユーザによって順次に、かつ／または、同時に反復されてもよく、また、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および／または、新しい燃料集合体型の変更が、試験炉心設計において尽くされる、かつ／または、所与の「候補の」修正された試験炉心設計が、パワー増強運転について設定された限界または制約のそれぞれを満たすまで、他のツールの１つまたは両方にフィードバックを提供することができる。
【０１９５】
各自動化ツールについて、入力された限界または制約を基準にして試験炉心設計を評価するための、選択された自動化ツールの動作または反復は、制約を基準にした比較のため、複数のシミュレーション結果を生成するために、制約（パワー増強運転のための限界または目標を含む）に基づくシミュレーションを実施することを含む。シミュレーション中に試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータは、炉心設計において、ロッドパターン炉心装荷パターンおよび／または独自の新しい燃料集合体型構成の１つまたは複数を修正するための、手順上の推奨を伴ってもよい。自動化ツールの１つ、一部、または、全ては、実施され、パワー増強運転についての全ての制約を満たす試験炉心設計が決定されるまで、反復して繰り返される。そのため、この設計は、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。
【０１９６】
先に説明したように、比較は、目的関数を使用して各出力について対応する目的関数値を生成するように、目的関数を構成することを含む。目的関数値は、出力のうちのどれが、限界に違反するか判定するために、制約に基づいて評価される。手順上の推奨に基づいて、かつ／または、ユーザ自身の選択によって、ユーザは、その後、派生した原子炉炉心設計を作成するために、ＧＵＩ２３０を介して、試験炉心設計を修正してもよい。修正は、制御羽根配置（修正ロッドパターン設計ツール）、露出した燃料配置（修正炉心装荷パターン設計ツール）、新しい燃料集合体型構成および配置（Ｎストリーミング設計ツール）に対して行われ、所与の派生した試験炉心設計において性能改善が存在するかどうかを評価するために、シミュレーションが繰り返される。
【０１９７】
再び図４を参照すると、全てのツールが反復され、かつ、全てのロッド（制御羽根）、露出した燃料集合体、および新しい燃料の集合体の変更が、尽くされた後、ブロック５００からの１つまたは複数の限界が依然として満たされない場合、ユーザは、図８および図９に述べる新しい露出した燃料装荷パターンに従ってブロック６００において装荷し、試験炉心を装荷するための、露出した燃料に対する大域的な変更を行うことを要求される場合がある。先に説明したように、ブロック７００の全ての修正が尽くされた後に、限界違反が依然として存在する場合、ユーザは、ブロック６００に戻り、燃料プールインベントリから全ての露出した燃料集合体が使用されたかどうかを評価してもよい。ユーザは、図８および図９に述べる、炉心設計において再装荷されることになる露出した燃料集合体を変更し、たとえば、図９のフィルタウィンドウによって、燃料プールからの異なる組合せの露出した燃料集合体にアクセスしてもよい。
【０１９８】
ブロック５００からの１つまたは複数の限界が、依然として満たされない場合、ユーザは、炉心装荷ブロック６００のプロセスへ戻るように命令され、既存のインベントリから選択された、異なる、露出した燃料集合体および／または新しい燃料集合体の挿入のためのテンプレート内のロケーションを変更するために、露出した燃料集合体および新しい燃料集合体の配置を変更することを含んで、元の燃料装荷テンプレートを修正してもよい。これらの変更が行われると、修正されたまたは派生した炉心設計は、全ての限界が満たされる、かつ／または、ユーザによって決定された限界に対する許容可能なマージン内になるまで、ブロック７００の自動化ツールの１つ、一部、または、全てを使用して再評価されてもよい。
【０１９９】
ユーザによって実施される例示的な方法が、限界を満たす、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内になる許容可能なパワー増強炉心設計を生成し、かつ、ユーザが、ブロック１１００において、許容可能なパワー増強炉心設計に相当するデータおよび設計パラメータを（たとえば、適切な報告およびグラフィック表現を介して）受け取った場合、ＮＲＣが認可する要件を満たす所望の増大した熱出力を達成するために、プラントオペレータおよび／または要員は、次に予定される停止時に、許容された設計に従って、評価される実際の原子炉炉心を修正してもよい。
【０２００】
しかし、ユーザまたは設計者は、最新の実際の炉心運転条件を使用して、設計を微調整し、実施態様ブロック１２００において、炉心の各サイクルおよび全てのサイクルを試験したいと思う場合がある。実施態様ブロックの機能は、実際の条件および限界を得るための、露出アカウンティングプロセス（炉心トラッキングルーチンと呼ぶ）を実施すること、パワー増強のための限界に対する改定されたマージンを決定するために、許容されたパワー増強炉心設計を使用して改定されたマージン解析を実施することとして理解されてもよい。改定されたマージンならびに実際の運転条件および限界は、「オンライン運転最適化ルーチン」に組み込むことができる。この後者の機能は、修正ロッドパターンツールおよび関連するシミュレーション、目的関数を使用した評価、ならびに、図２２の最適化ルーチンを使用してロッドパターンを修正する反復を組み込む。これらの機能は、既に述べられたため、実施態様ブロック１２００の炉心トラッキング機能および改定されたマージン決定機能の概要に注意が向けられる。
＜炉心トラッキング＞
図２８は、炉心トラッキング機能をより詳細に示すフロー図である。通常、評価される原子炉プラントのプロセスコンピュータは、毎日など、特定の時刻に炉心からのデータを記録するプロセスコンピュータを有する。この記録されたデータは、使用される炉心監視プログラムに応じて特定のフォーマットで露出アカウンティングファイル（テキストファイル）に書き込まれる。知られている炉心監視プログラムは、２つの主要なフォーマット、３ＤＭフォーマットおよびＰｏｗｅｒＰｌｅｘフォーマットを使用する。
【０２０１】
この炉心監視機能に従って、これらの露出アカウンティングファイルは、リレーショナルデータベースサーバ２５０内のメモリ（すなわち、所望位置）に記憶するために、プラントのプロセスコンピュータからファイアウォールを通してシステム１０００内のドロップボックスまたはコンピュータ（ホストプロセッサ２１０など）に送出されてもよい。プラントの各サイクル（その時までの履歴）についての露出アカウンティングファイルは、サーバ２５０内の大域的露出アカウンティングデータベースなどの、サーバ２５０におけるアクセスのために記憶されてもよい。
【０２０２】
ここで図２８を参照すると、ユーザは、適当な入力デバイス（マウス、キーボード、タッチスクリーン、音声コマンドなど）およびＧＵＩ２３０を使用して、ユーザによる炉心トラッキングオペレーションを始動し（２８１０）、たとえば、ウェブページ上で所与のアイコンを選択することによって、対象となるプラントについて新しい露出アカウンティングを選択してもよい（２８２０）。ユーザは、質問されて、新しい露出アカウンティング事例が作成される（２８３０）。２８３０にて、新しいダイアログが、ディスプレイ上に現れる場合があり、ユーザは、プロンプト表示によって、サイクル数、サイクル開始日などの入力を入力し、ラップアップオペレーションを始動するように指示され、ラップアップオペレーションにおいて、プラントからの全てのサイクルを含むラップアプファイルは、サーバ２５０の露出アカウンティングデータベースからユーザがアクセスするための一時的なディレクトリにコピーされる。新しいサイクルＩＤ方策ＩＤが、新しい事例について作成されてもよく、入力からの情報は、データベースに書き込まれる。新しい露出アカウンティング事例は、露出データをいつでも受け入れることができる。
【０２０３】
ユーザは、その後、対象となるサイクルの事例について露出アカウンティングファイルを選択する。各ファイルは、順番に処理されてもよい。２８４０にて、ユーザは、プロンプト表示によって、露出アカウンティングファイルを追加し、所望のファイルを選択しアップロードするために、一時的なディレクトリをブラウジングするように指示されてもよい。
【０２０４】
各ファイルは、その後、分解され（２８５０）、分解されるか、または、抽出されたデータは、露出アカウンティングデータベースに送出される。全てのファイルは、エラー無しでは分解されない、そのため、どのファイルが、分解オペレーションでエラーを受けたか、また、そのエラーの理由についてユーザに知らせるエラーチェックルーチンが存在する。たとえば、分解オペレーションでは、各露出からの分解されたデータは、ソーティングおよびエラーチェックを可能にするためにメモリに保持される。以下の例示的なアカウンティングデータが読み取られる。アカウンティングデータは、炉心名、日時、パワー、流量、下位冷却、炉心ドーム圧、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、およびＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ）などの局所的パワーレンジモニタ用の測定データ、制御羽根（ロッド）の位置、軸方向相対パワー（炉心平均半径方向パワー分布）、ならびにフィードウォータ流量を含むが、それに限定されない。
【０２０５】
分解された露出データは、露出によってソーティングされ、以下のもの、すなわち、（ｉ）正しいプラントからの全ての露出、（ｉｉ）正しいサイクルからの全ての露出、（ｉｉｉ）日付けと露出は常に増加する、（ｉｖ）露出はＥＯＣ日より遅くない、（ｖ）露出ファイル名は既に存在しない、（ｖｉ）付加的なエラーチェック（チェックサム）をチェックされる。エラーが見出されないとき、分解されたデータは、データベースに書き込まれるが、サーバ２５０にコピーされるため、ＧＵＩ２３０を介して閲覧できる。
【０２０６】
シミュレーションは、その後、単一露出アカウンティングファイルの分解されたデータを使用して、許容可能なパワー増強炉心設計を使用して実行され（（２８６０）、この例では、ＰＡＮＡＣシミュレータである）、サーバ２５０の露出アカウンティングデータベースに記憶される（２８７０）。シミュレーションから出力されたデータは、ＧＵＩ２３０を介してユーザによって読み取られ（２８８０）、その後、次のファイルがアップロードされ（２８９０）、２８３０〜２８８０のルーチンを伴う。相応して、炉心トラッキング機能は、所与の対象となるサイクルの全ての露出からのアカウンティングデータが、サーバ２５０に記憶されることを可能にする。
＜増強炉心設計のための限界に対するマージンを改定すること＞
従来、運転限界に対する所与のオンラインマージン（実際のプラント）と所与のオフラインマージン（対象となる実際のプラントについてシミュレートされる仮想のまたはモデル化された炉心）との差の決定が存在する。以降で使用するように、運転限界は、熱、反応性、および／またはパワーに関連する運転限界のことを言う。これらの差は、トラブルの無い運転を確実にするために、プラントオペレータが、運転限界に対する付加的なマージンを要求するようにさせる。
【０２０７】
付加的なマージンは、通常、運転パラメータに対して変更を行うことによって、かつ／または、異なるロッドパターンの位置決めを選択することによって得られる。しかし、こうした変更のコストは、通常、パワーまたは燃料サイクル効率の喪失となる。さらに、「必要とされるより大きな」マージン要件は、プラントに悪い経済的影響を及ぼす。これらの差異から保護するために、技術者は、これらの差異を補償する、または、「カバーする」のに使用される標準的設計マージンまたは履歴の設計マージンを開発した。
【０２０８】
しかし、これらの標準的設計マージンは、未完成がよいところである。時として、履歴の要求される設計マージンは、不適切であり、失われたマージンを取り戻すために、運転中に制御ロッドの操作をもたらす。ロッドパターン変更が、問題を回避する、または、補正しない場合、プラントが、ディレーティングしなければならないことがわかってきた。いずれの解決策も、燃料サイクル効率にとって著しくコストが高く、失われる収益が何百万ドルとなる可能性がある。さらに、履歴の設計マージンは、時折、不適切に控えめであり、それにより、潜在的な燃料サイクル効率の減少をもたらす。
【０２０９】
例示的なパワー増強炉心設計の場合、改定されたマージンは、適切なプラント運転にとってさらに重要である。相応して、図２８に述べる炉心トラッキングデータは、許容可能なパワー増強炉心設計と共に使用されて、原子炉運転をシミュレートし、定格熱出力を超えて炉心を運転するための限界を含む、これらの限界に対する改定されたマージンを決定してもよい。
【０２１０】
図２９は、所与の運転限界に対する改定されたマージンを決定する方法を説明するプロセスフロー図である。例示的な方法は、２００５年１２月３０日に出願され、「Ｍｅｔｈｏｄ ｏｆ Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ Ｍａｒｇｉｎｓ ｔｏ Ｏｐｅｒａｔｉｎｇ Ｌｉｍｉｔｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ」という名称の、Ｗｉｌｌｉａｍ Ｅａｒｌ Ｒｕｓｓｅｌｌ ＩＩ他に対する同時係属で、かつ、同一譲受人に譲渡された米国特許出願第１１／３２０，９１９号に記載される。マージンの決定を記述する’９１９号出願の関連部分は、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。
【０２１１】
一般に、許容可能なパワー増強炉心設計のオフラインシミュレーション（たとえば、ＰＡＮＡＣＥＡ、ＬＯＧＯＳ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ、ＰＯＬＣＡなどの実行可能な３Ｄシミュレータプログラム）を実行するために、サーバ２５０に記憶された露出アカウンティングファイルのデータを使用して、特定のサイクルについて評価されるオンライン原子炉プラントをモデル化し、所定サイクルのその時の露出において運転パラメータが整合する。
【０２１２】
シミュレーションは、以降で「予測される従属変数データ」と呼ばれてもよい、対象となるサイクルにおける、増強炉心設計のための所与の運転限界に対する予測されたマージンを含む結果を提供する。予測される従属変数データは、サーバ２５０に記憶されてもよく、所与の運転限界に対する改定された運転マージンを決定するのに使用される計算プロセッサ４００にも提供される。
【０２１３】
マージンの値が計算されると、このデータを、プロセッサ４００が使用して、評価されるオンラインプラントについて改定された運転パラメータが決定されてもよく、また、このデータを、プラントのプラントオペレータに通信して、その時の露出（運転サイクルまたはエネルギーサイクルの時間）における、または、プラントのその時の運転サイクルの将来の時点における運転パラメータ（すなわち、制御ロッドシーケンス、炉心流量、パワーレベルなど）が変更されてもよい。これらのマージン計算は、たとえば、プラント効率を最大にしようとして、任意所望の周波数または周期性で連続して実施されてもよい。
【０２１４】
ここで図２９を参照すると、例示的な方法２９００では、運転条件および監視されるパラメータは、プロセスコンピュータによって評価される運転中のプラントから、その時の運転サイクル中にアクセスされ（２９１０）、データベース２５０にセーブされる。このデータは、図２８に述べたようにシステム１０００に転送され、評価されるプラントの対象となるサイクルについて全ての露出アカウンティングファイルが、作成され、リレーショナルデータベース２５０内の露出アカウンティングデータベースに記憶される。
【０２１５】
露出アカウンティングファイルについて、その後、例示的な独立変数（すなわち、ロッドパターン、原子炉パワーおよび炉心流量などの運転条件、プラント構成、機械的状態、炉心状態、濃縮およびガドリニウム特性、サイクル露出など）は、露出アカウンティングデータベースにセーブされ、シミュレーションバイアスと炉心構成との間の潜在的な傾向が関係付けられる。同様に、全ての監視された結果、または、限界ＣＰＲの最大割合（Ｍａｘｉｍｕｍ Ｆｒａｃｔｉｏｎ ｏｆ Ｌｉｍｉｔｉｎｇ ＣＰＲ）（ＭＦＬＣＰＲ）、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲ、コールドシャットダウンマージン、（ホット固有値（Ｈｏｔ Ｅｉｇｅｎｖａｌｕｅ）などのような）反応性関連パラメータ、およびこれらの運転限界に対する予測されるマージンなどの従属変数もまた、データベースサーバ２５０にセーブされる。
【０２１６】
そのため、図２８の炉心トラッキングルーチンによって、プロセスコンピュータから取り出されたプラント運転条件は、独立変数として理解されてもよく、プロセスコンピュータによって取り出される監視された、または、測定された運転限界データ（熱およびパワー関連限界およびそれに対するマージン）は、実際の従属変数データである。こうして、その時の運転サイクルにおける１つまたは複数の露出点からの、これらの独立変数および従属変数は、データベースサーバ２５０にセーブされるか、または、記憶されてもよい。
【０２１７】
上記情報が、データベースサーバ２５０にセーブされて、原子炉シミュレーション入力ファイルが、作成され、または、準備されることができる。シミュレーション入力ファイルは、上述したように、同じ独立変数を使用し、特定された炉心シミュレーションソフトウェアプログラム（オフラインシミュレータ）によって認識される電子ファイルフォーマット（すなわち、ＡＳＣＩＩ）で記憶されてもよい。入力ファイルが準備されると、オフラインシミュレータは、プラントの原子炉運転をオフラインでシミュレートし、シミュレータ出力を生成するために、そのプログラムを実行する（２９２０）。シミュレータ出力は、予測された従属変数データと呼ばれる従属変数を予測したものである。予測された従属変数データは、将来の結果の標準的な推定であってよく、したがって、運転マージンの基準推定を計算するのに使用されてもよいが、予測についての不確定性を考慮しない。
【０２１８】
理想的には、オフラインでシミュレートされた従属変数（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなどのような限界に対する予想されたマージン）およびプラント運転からの測定された、または、実際の従属変数データ（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなどに対する実際のマージン）は、同じであることになる。しかし、先に特定された因子のうちのいくつかの因子（または、それ以上の因子）のために、これらは、通常、同じではない。この時点で、予測される従属変数データは、予測されるＥＯＣ（サイクルの終了）に対する時間（露出）に関して正規化される（２９３０）。換言すれば、データは、０．０（ＢＯＣ）から１．０（ＥＯＣ）のＢＯＣ（サイクルの開始）からＥＯＣ時間範囲に関して計算プロセッサ４００によって正規化される。正規化する際に、正規化され予測された従属変数データは、他のプラントサイクルの多くの原子炉シミュレーションからの結果（正規化された履歴の従属変数データなど）に関して評価されることができ、正規化されたデータは、データベースサーバ２５０に記憶される。
【０２１９】
リレーショナルデータベースサーバ２５０は、（従属データベース２５５、２５７、および２５９に）かなりの原子炉シミュレーションの集合体を含み、したがって、他の原子炉プラントの運転サイクルの原子炉シミュレーションからのかなりの量の履歴の従属変数データを含む。たとえば、譲受人は、ほぼ２０年にわたってほぼ３０のＢＷＲについて燃料およびエンジニアリングサービスを提供してきたため、（ほぼ１．５年平均サイクル長が与えられるとすると）ほぼ４００の完全な露出消耗サイクルが利用可能である。４００の運転サイクルについてのデータの集合体は、原子炉の運転を評価するための意味のある情報の集合体である。
【０２２０】
この情報は、本発明の例示的な方法によって、また、情報からの予測をもたらすために利用されることができる。たとえば、段階２３０の一部として、プロセッサ４００は、移植すべき類似のプラント構成を有するプラントから履歴のシミュレーションデータを取り出す。この履歴の従属変数データもまた、評価のために、０．０〜１．０のスケール上の時間に関して正規化されるが、当業者に明らかになるように、任意の他の正規化スケールが採用されることができる。
【０２２１】
このデータは全て、全てのデータが０〜１（０．０＝ＢＯＣ、１．０＝ＥＯＣ）の範囲になるように、時間（露出）に関して正規化されたが、種々の記憶された運転サイクルについての運転方策の一部は異なる。その結果、データベースサーバ２５０内のサイクルデータのより大きな集合体をフィルタリングして、評価される特定のプラントに対して、プラント運転スタイルが最もよく似たデータのサブセットを収集することが望ましい。
【０２２２】
フィルタリングパラメータは、サイクル長、パワー密度、平均ガドリニア濃度、流量方策、装荷方策などを含んでもよいが、それに限定されない。こうして、フィルタリングされた履歴のデータは、類似のプラント運転スタイルからのデータを組み込む。上記フィルタリングプロセスの結果として、予測される不確定性は、小さくなり、燃料サイクル効率を改善するのに使用されてもよい。
【０２２３】
同様に、最小２乗法、ニューラルネットワーク、または任意の他の傾向補足数学によって、上記連続変数に対する相関を提供することも望ましい。相関を提供する際に、より大きなデータの集合を組み込むことができ、また、大域的な傾向が含まれてもよく、恐らく、予測される不確定性のさらなる減少をもたらし、それらを使用して、燃料サイクル効率が改善されてもよい。
【０２２４】
図３０は、例示的な方法に従って、時間依存平均バイアス値の計算を説明するための、正規化された時間に対する所与の運転限界についての較正された時間依存バイアスのグラフである。図３１は、例示的な改定されたマージン決定方法に従って、時間依存不確定性値の計算を説明するための、正規化された時間に対する時間依存不確定性のグラフである。
【０２２５】
一般に、正規化された履歴の従属変数データは、時間依存平均バイアス値を計算するために、プロセッサ４００によって使用され、時間依存平均バイアス値は、プラントのオフラインシミュレーションの結果として計算された予測された従属変数データ（所与の運転限界に対する所与のマージンなど）についてサイクル内の全ての将来の時間における予測される期待されるバイアスを提供するであろう。
【０２２６】
図３０では、移植すべき類似のプラント構成を有するプラントの３０の特定された運転サイクルについて、時間依存バイアス曲線が示される。この情報は、プロセッサ４００によって、データベースサーバ２５０から取り出される。評価されるそれぞれの履歴のサイクルについて、履歴の従属変数データについてのバイアス値は、わかっており、前もって計算されている（また、データベースサーバ２５０に記憶されている）。所与の記憶された履歴の運転サイクルについて、所与の露出点においてわかっているバイアス値は、所与の履歴のサイクルについてのその露出点における、測定された運転限界と予測された運転限界との差を表す。
【０２２７】
選択されたデータ（データは、ここでは、それぞれの履歴の運転サイクルの履歴の従属変数データのそれぞれについて、全ての露出点に沿ってわかっているバイアス値である）が、０．０〜１．０の全部で３０のサイクルについて収集されると、データは、評価されるプラントの運転サイクルの作動時のその時の時間、たとえば、評価されるサイクル時間内の時点に対して較正される。
【０２２８】
たとえば、また、図３０を参照すると、プラントのサイクル運転２９１０が、ほぼ１０％終了した場合（ｔ＝０．１０）、全ての時間間隔の全てのデータ（全てのバイアス値）は、ｔ＝０．１０における値（測定された従属変数と予測された従属変数の比）が、ｙ軸上でゼロに設定されるまで、下方または上方に較正されるべきである。ｔ＝０．１０後のバイアス値に対する較正は、較正を補正するために調整されることになる。図３０は、ｔ＝０．１０において複数の曲線（３０曲線）がどのように較正されるかを示す。上記例は、ｔ＝０．１０において値をゼロに設定するために、加算−減算によって較正を特定するが、ｔ＝０．１０において値をゼロに設定するために、乗算−除算を使用して、較正を実施することもできる。加算−減算または乗算−除算による較正は、最小の将来の不確定性の予測を提供する数学的プロセスによって選択されてもよい。
【０２２９】
図３０からわかるように、全ての線は、ｔ＝０．１０においてゼロを通過する。これは、任意所与のその時の時間（この例ではｔ＝０．１０）において、オフラインシミュレーション結果（予測されたマージン）と運転中のプラントで測定された結果（所与の運転限界に対する実際のマージン）との間のわかっている正確なバイアスが存在するからである。較正曲線から、２つの時間依存曲線が決定される。最初に、将来のデータ（ｔ＞０．０１）の全てを平均することによって、時間（露出）依存バイアス値が決定される（２９４０）。先の例では、データは、ある程度ランダムであり、全ての将来の時間についての時間依存バイアスは、ほぼ０．０である。図３０では、この時間依存バイアス値は、曲線３００として示される。曲線３００は、ｔ＝０．１（その時の時間）とｔ＝１．０（将来の時間）との間のそれぞれの評価される露出点における３０の曲線のバイアス値の平均である。
【０２３０】
相応して、時間依存バイアス値（曲線３００）を計算するために、正規化された履歴の従属変数データは、わかっているバイアス値をプラントの運転サイクル内のその時の露出点に強制的に合わせるように較正される。時間依存平均バイアス値は、評価されるプラントにおいてその時の露出点から較正された、露出点のそれぞれにおける、正規化された履歴の従属変数データの全てのバイアス値を平均することによって決定される。
【０２３１】
次に、また、図３１に示すように、時間（露出）依存不確定性が決定される（２９５０）。これは、現在時間より大きい全ての時間（この例では、ｔ＝１．０より大きい全ての時間）における標準偏差を計算することによって決定される。時間依存不確定性曲線の例は、図３１に示される。図３１の曲線は、図３０の時間依存バイアス曲線３００の各露出点における標準偏差を表す。図３１では、全体が放物線形状の曲線は、バイアス値の不確定性が、時間経過と共に増加することを指示することがわかる。こうして、設計者が、ｔ＝０．２など、（過去または現在の）サイクル内の任意の時点において、自分がどこにいるかがわかる場合、曲線を使用して、サイクル内の任意の他の将来の時間における予測される従属変数データについてバイアス値の不確定性を予測することができる。
【０２３２】
図３０および図３１の曲線をより詳細に調査することによって観測結果が得られる。時間に対してランダム系の「σ」として表される、不確定性の全てに関連する正確でかつ単純な相関が存在する。系の不確定性σが、任意の時点（たとえば、ｔ＝ｒｅｆ）においてわかっている場合、任意の他の時点の不確定性σは、（３）の式のセットによって計算することができる。
【０２３３】
【数３】
または、書き直して、
【０２３４】
【数４】
または、書き直して、
【０２３５】
【数５】
…（３）
（３）の最後の式は、モデル化された独立変数測定−予測系について、要求される将来の従属変数不確定性を決定するのに使用される関係を示す。（３）において、ｔtarget＝所望の不確定性の所望の時間、ｔref＝系の不確定性がわかっている基準時間、σref＝基準時間（ｔref）における基準不確定性、そして、σtarget＝所望時間（ｔtarget）における所望の不確定性である。（３）の最後の式に示すように、したがって、相対時間は相対不確定性に等しく、相対不確定性は相対時間に等しい。したがって、この関係の利用は、将来の不確定性の決定を可能にすることができる。その結果、必要とされる将来時間の量（すなわち、次の制御羽根シーケンス間隔）および基準時間からのデータが与えられるとすると、必要とされる将来の不確定性の良好な推定を決定することができる。この情報の組合せは、最大燃料サイクル効率を提供し、同時に、事故の無い運転を提供することができる。
【０２３６】
原子炉についての多数の不確定性曲線が無限大に増加するにつれて、表現（３）が正確になることを確認するために、広範囲のコンピュータ実験が実施された。
【０２３７】
図３２は、所与の運転限界についてのマージンが、評価されるプラントについて設定されたリスク許容レベルを満たすために、時間依存バイアス値および時間依存不確定性に基づいてどのように計算されるかの説明を支援するためのグラフである。時間依存バイアス値が決定され（２９４０）、時間依存不確定性が決定された（２９５０）ので、この情報を使用して、所与の運転限界に対する要求された、または、改定されたマージンを決定することができる（２９７０）。この計算は、評価されるプラントについてリスク許容レベル２９６０を得ることに基づく。
【０２３８】
リスク許容レベルは、顧客の原子炉プラントの運転限界を満たすという所望の予測可能性、または、換言すれば、その時の運転サイクルの所与の期間中に事故が起こらないという確率として理解されてもよい。たとえば、履歴のデータ点の数が多く（３０より多いなど）、顧客が、第１のシーケンスのサイクル運転について、固定ロッドパターンを用いて原子炉を運転する所与の確率（すなわち、９０％、９５％、９９％、９９．９％など）を欲した場合、図３２の以下のマージンが必要とされることになる。履歴のデータ点のより小さな集合が使用されるか、または、特定の信頼度レベルが必要とされる場合、確率Ｋ値として知られる乗算器定数は、適切な信頼度補正を使用すべきである。
【０２３９】
図３２（ｔ＝０）において、曲線Ａは、任意の必要とされる熱またはパワー関連結果（ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＭＡＰＬＨＧＲなど）の実際の運転限界を現す。これは、プラントの運転中に超えられるべきでないラインである。曲線Ｂは、任意の将来の時間において運転限界が違反されないことを確保するための必要とされる設計目標を表す。顧客は、第１のシーケンスの運転（ｔ＝０、ｔ＝０．１）が、ロッドパターン修正を全く必要としないことを確保したいと思う場合、ｔ＝０．１において、必要とされるマージン予測を利用するであろう。
【０２４０】
図３２において、０．９７１の設計目標運転限界は、ロッド調整が必要とされないことを、９９．０％の確率で確保するのに十分なマージンを提供することになる（ｔ＝０．１の曲線Ｃを参照されたい）。同様に、図３２において、０．９５３の設計目標は、ロッド調整が必要とされないことを、９９．９％の確率で確保すために必要とされることになる。９９．９％は、この「事故無し」についての顧客のリスク許容レベルを表す。
【０２４１】
相応して、確率の値またはリスク許容レベルは、時間依存不確定性ｓによって乗算される乗算器定数Ｋを決定するのに使用される、または、ｓｔａｒｇｅｔ＝Ｋｓｒｅｆ（ｓｒｅｆは、所与の時点におけるわかっている基準不確定性である）であり、サイクルの任意の時点における不確定性の予測を提供する。いずれの場合でも、顧客固有のまたはプラント固有の解を、容易に決定することができる。
【０２４２】
ほとんどの場合、運転限界を満たすという所望の予測可能性に基づいて運転限界を決定することは、より大きな運転の柔軟性および優れた燃料サイクル効率（曲線Ｄの履歴の設計目標限界よい大きい）のためのさらなるマージンを提供する場合がある。どんな場合でも、例示的な方法は、原子炉運転についてより見識のあるプランを反映する場合がある。
【０２４３】
プロセッサ４００による２９７０における改定されたマージン計算に基づいて、設計者は、その後、手（手作業の計算）によるか、または、所望のロッドパターン、炉心流量、パワーレベルなどを決定するための最適化ルーチンを使用して、プロセッサ４００を使用してプラント運転パラメータを改定することができる（２９８０）。必要であるか、または、所望される場合、その時のサイクル中に運転条件を変更するために、任意の提案された変更が、評価されるプラントのオペレータに送られてもよい。
【０２４４】
ここで再び図４を参照すると、図２８の炉心トラッキングルーチンおよび図２９〜３２の改定されたマージン決定ルーチンが終了すると、上述した修正ロッドパターンツールは、炉心トラッキングルーチンおよび改定されたマージン決定ルーチンから決定された改定されたマージンおよびその時の運転条件を使用して、許容可能なパワー増強炉心設計のために、対象となるサイクルで反復されてもよい。相応して、ブロック５００の限界は、更新され、シミュレーションに引き続き、全ての限界が満たされる、かつ／または、限界に対する許容可能なマージン内になったと、ユーザまたは設計者が判定するまで、評価および潜在的なロッドパターン修正サブ処理が実施される。さらに、ブロック１２００の処理段階１２ａ〜１２ｃは、許容可能なパワー増強炉心設計について、全てのエネルギーサイクルが評価されるまで、各エネルギーサイクルについて繰り返されてもよい（ブロック１３００）。
【０２４５】
したがって、例示的な実施形態によれば、パワー増強運転のために原子炉炉心を設計する方法およびシステムが提供される。システムは、増強パワー環境において試験初期原子炉炉心設計をシミュレートするＧＵＩおよび処理を含む。
【０２４６】
その時認可されたパワーレベルの１００％以上で原子炉炉心を運転するための要件に関連する制約または限界は、ＧＵＩを介してユーザによって入力され、初期試験原子炉炉心設計は、限界に基づいて生成される。ユーザは、その後、パワー増強要件を満たすために、１つまたは複数の自動化ツールを選択して、ロッドパターン（制御羽根パターン）炉心装荷パターンおよび所望の独自の新しい燃料集合体型（新しい燃料装荷パターン）を修正してもよい。
【０２４７】
各ツールについて、ユーザは、原子炉シミュレーションを始動し、目的関数を利用して、シミュレートされた修正された炉心設計が、どれほど厳密に、制約を満たすかを判定する。ＧＵＩを介して、ユーザは、その後、集合体設計の変更、制御ロッド配置、露出した、または、新しい燃料配置などによって所与の炉心設計を修正し、シミュレーションを繰り返して、派生した原子炉炉心設計の性能改善を測定してもよい。増大したパワーで、または、ユーザおよび／または顧客にとって許容可能な所与の限界（複数可）に対するマージン内で、許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて装荷された原子炉を運転するための全ての限界（パワー増強運転についての限界を含む）を、炉心設計が満たすまで、修正機能、シミュレーション機能、および評価機能が、反復して繰り返されてもよい。
【０２４８】
所望に応じて、ユーザは、炉心トラッキング機能、および、その時のプラント条件およびその時のプラント内での運転のためのパワー増強要件に基づいて、許容可能なパワー増強炉心設計を改定する改定されたマージン決定機能を実施してもよい。運転限界（熱、パワーなど）に対する改定されたマージンの決定によって、修正ロッドパターンツールは、反復されて、定格熱出力を超えた運転のための全ての限界および制約を、改定されたマージンを有するパワー増強炉心設計が依然として満たすことが確認されてもよい。許容可能なパワー増強炉心設計に基づいて、プラントオペレータおよび／または要員は、その後、次の予定した停止時に原子炉炉心を修正して、所望の増大した熱出力が達成され、ＮＲＣが認可する要件を満たされる。
【０２４９】
本発明の例示的な実施形態が述べられたが、同じ方法は、多くの方法において変わってもよいことが明らかである。たとえば、例示的な方法およびシステムを述べる図１〜４、６、１１、１３、１４、１８Ａ〜１８Ｂ、２２、２３Ａ〜２３Ｂ、２５、および２７Ａ〜２７Ｂから２９の機能ブロックは、ハードウェアおよび／またはソフトウェアで実施されてもよい。ハードウェア／ソフトウェア実施態様は、図示するプロセッサ（複数可）および／または製品（複数可）の組合せを含んでもよい。製品（複数可）は、さらに、記憶媒体および実行可能なコンピュータプログラム（複数可）を含んでもよい。
【０２５０】
実行可能なコンピュータプログラム（複数可）は、パワー増強炉心設計を決定するために述べたプロセスまたは機能を実施するための命令を含んでもよい。コンピュータ実行可能なプログラム（複数可）はまた、外部から供給される伝播信号（複数可）の一部として設けられてもよい。
【０２５１】
本発明の技術的効果は、評価される所与のプラントにおいて原子炉運転のための全ての入力された限界および制約を満たす原子炉炉心にパワー増強炉心設計を効率的に開発する方法を提供するための、複数プロセッサ（複数可）の処理能力、および／または、１つまたは複数のプロセッサによって実施されるプログラムのコンピュータプログラムロジックを呼び出すシステムおよび／または方法であってよい。さらに、例示的な実施形態の技術的効果は、プラントの定格熱出力を超えた原子炉パワー運転に関連する限界を含む、全ての入力された限界を満たす、指定されたロッドパターン、露出した燃料および新しい燃料アセンブリについての炉心装荷パターンを有するパワー増強炉心設計を、迅速に、生成し、シミュレートし、修正し、完成させる能力を、内部ユーザおよび外部ユーザに提供するコンピュータ／処理駆動式システムを提供する。許容された設計は、その後、次の予定された停止時に評価される原子炉プラントの炉心に装荷されてもよく、炉心は、決定されたパワー増強炉心設計によって、次のサイクルおよびその後のサイクルで動作する。
【０２５２】
こうした変形は、本発明の例示的な実施形態の精神および範囲からの逸脱とみなされるべきではなく、当業者にとって明らかである全てのこうした変更形態は、添付特許請求項の範囲に含まれることを意図される。
【図面の簡単な説明】
【０２５３】
【図１】本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を実施する構成を示す図である。
【図２】図１に示す構成のアプリケーションサーバを示す図である。
【図３】本発明の例示的な実施形態による、下位データベースを有するリレーショナルデータベースとして図１に示すメモリを詳細に示す図である。
【図４】本発明の例示的な実施形態による、パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を実施する構成を示すプロセスフロー図である。
【図５】例示的なクライアント入力のプラント固有の制約を示すスクリーンショットである。
【図６】本発明の例示的な実施形態による、初期試験原子炉炉心設計についての新しい燃料集合体カウントの決定を記述するフローチャートである。
【図７】本発明の装荷マップエディタ６０１を使用した、部分的に完了した装荷テンプレートの４分の１炉心のスクリーンショットである。
【図８】装荷マップエディタ６０１によって表示される再装荷ウィンドウを示すスクリーンショットである。
【図９】フィルタツール６３２を示すスクリーンショットである。
【図１０】新しい集合体を燃料テンプレート内に装荷するための、装荷マップエディタ６０１によって表示される装荷フレッシュウィンドウを示すスクリーンショットである。
【図１１】本発明の例示的な実施形態による、修正ロッドパターンツールの実施態様を示すフローチャートである。
【図１２】制御羽根シーケンスがどのように入力されるかを示すスクリーンショットである。
【図１３】シミュレーション段階Ｓ３０をさらに詳細に示すフローチャートである。
【図１４】図１１の比較段階をさらに詳細に示すフロー図である。
【図１５】目的関数計算の終了後の再検討のためにユーザに利用可能な例示的なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１６】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１７Ａ】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１７Ｂ】本発明による、シミュレーションおよび目的関数解析に続く、所与の制約または限界のステータスを再検討するために、ユーザが利用可能なグラフィックデータを示すスクリーンショットである。
【図１８】本発明による、例示的な修正ロッドパターンツールによる、ロッドパターン修正および反復処理段階を記述するフロー図（図１８Ａ，図１８Ｂ）である。
【図１９】ロッドパターンを修正するために、羽根グループを定義するためのスクリーンショットである。
【図２０】最適化プロセスを構成することを示すスクリーンショットである。
【図２１】沸騰水型原子炉炉心設計の最適化問題に関連する最適化制約を列挙する例示的な最適化制約ページのスクリーンショットである。
【図２２】本発明の例示的な実施形態による、目的関数を採用する最適化プロセスのフローチャートである。
【図２３】本発明による、例示的な修正炉心装荷パターンツールによる、炉心装荷パターン修正および反復処理段階を記述するフロー図（図２３Ａ，図２３Ｂ）である。
【図２４】本発明の例示的な実施形態による、図２３Ａの修正段階Ｓ７６をさらに詳細に示すスクリーンショットである。
【図２５】本発明の例示的な実施形態による、Ｎストリーミングツールの機能を示すフローチャートである。
【図２６】集合体選択ウェブページのスクリーンショットである。
【図２７】本発明によるＮストリーム（独自の新しい燃料集合体型）の修正を記述するフロー図（図２７Ａ，図２７Ｂ）である。
【図２８】炉心トラッキング機能をより詳細に示すフロー図である。
【図２９】所与の運転限界に対する改定されたマージンを決定する方法を説明するプロセスフロー図である。
【図３０】例示的な方法に従って、時間依存平均バイアス値の計算を説明するための、正規化された時間に対する所与の運転限界についての較正された時間依存バイアスのグラフである。
【図３１】例示的な改定されたマージン決定方法に従って、時間依存不確定性値の計算を説明するための、正規化された時間に対する時間依存不確定性のグラフである。
【図３２】所与の運転限界についてのマージンが、評価されるプラントについて設定されたリスク許容レベルを満たすために、時間依存バイアス値および時間依存不確定性に基づいてどのように計算されるかの説明を支援するためのグラフである。
【符号の説明】
【０２５４】
２００ アプリケーションサーバ
２０５ バス
２１０ ホストプロセッサ
２２５ ネットワークインタフェース
２３０ グラフィカルユーザインタフェース
２５０ データベースサーバ
２５１ 限界データベース
２５２ 新しい燃料集合体設計データベース
２５３ 待ち行列データベース
２５４ 履歴の燃料サイクル（炉心）設計データベース
２５５ シミュレータ結果データベース
２５６ 装荷テンプレートデータベース
２５７ 目的関数値データベース
２５８ 燃料プールデータベース
２５９ ３Ｄシミュレータ入力パラメータデータベース
２６０ 暗号サーバ
２７５ ＬＡＮ
３００ 外部ユーザ
３５０ 内部ユーザ
３７５ ソケット層接続
４００ 計算サーバ
５０５ クライアント入力の場所固有の制約
５１０ 設計値限界
６０１ 装荷マップエディタ
６０８ Ｆｉｌｅメニュー
６０９ Ｅｄｉｔボタン
６１０ Ｖｉｅｗメニュー
６１１ 燃料集合体フィールド
６１２ 燃料集合体位置
６１３ Ｌｏａｄ Ｔｙｐｅツール
６１４ Ｆｒｅｓｈボタン
６１５ Ｒｅｓｉｎｓｅｒｔボタン
６１６ Ｌｏｃｋｅｄボタン
６１７ Ｂｕｎｄｌｅ Ｇｒｏｕｐｉｎｇツール
６１８ Ｎｕｍｂｅｒｉｎｇ Ｍｏｄｅツール
６１９ Ａｕｔｏｍａｔｉｃボタン
６２０ Ｍａｎｕａｌボタン
６２１ Ｚｏｏｍスライドボタン
６２２ Ｆｉｌｔｅｒｄ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ表
６２４ Ｒｅｌｏａｄｉｎｇ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ表
６２６ 優先度番号
６３０ ツールのセット
６３２ フィルタツール
６３４ 右移動ツール
６３６ 左移動ツール
６３８ 削除ツール
６４０ フィルタウィンドウ
６４２ 選択ボックス
６４４ フィルタオペレータ
６４６ フィルタ量
６５０ Ｆｒｅｓｈ Ｂｕｎｄｌｅ Ｔｙｐｅｓ表
６６０ Ｆｒｅｓｈ Ｂｕｎｄｌｅ Ｐｏｏｌ表
６６２ 型番号
１０００ システム
１２１１ Ｅｘｐｏｓｕｒｅ段階
１２１３ Ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ Ｔａｙｐｅ
１２１５ 詳細Ｒｏｄ Ｐａｔｔｅｒｎ
１２１７ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐ
１２３０ Ｓｅｔ Ｒｏｄｓボックス
１２３５ エディットボックス
１５０５ チェックされたボックス
１６１０ プルダウンメニュー
１７０５ グラフ−ＭＡＰＬＨＧＲ Ｃｏｒｅ Ｍａｘ ｖｓ．Ｅｘｐｏｓｕｒｅ
１７１０ グラフ−ＭＡＰＬＨＧＲ Ａｘｉａｌ Ｎｏｄａｌ ｖｓ．Ｅｘｐｏｓｕｒｅ
１７２０ 限界
１７２５ 限界
１７３０ 限界違反
１７３５ 限界違反
１７４０ ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体
１７５０ ＭＡＰＬＨＧＲに違反する集合体
１９４０ Ｄｅｆｉｎｅ Ｂｌａｄｅ Ｇｒｏｕｐｓスクリーンショット
１９４１ セル
１９４２ Ｏｐｔｉｏｎｓプルダウンメニュー
１９４５ Ｓｅｔ Ｂｌａｄｅ Ｃｏｎｓｔｒａｉｎｔｓウィンドウ
１９５０ Ｍｉｎｉｍｕｍ Ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄
１９５５ Ｍａｘｉｍｕｍ Ｗｉｔｈｄｒａｗａｌ欄
１９６０ 不許可欄
２００５ 最適化構成スクリーン
２０４０ 最適化パラメータ
２０４２ 選択ボックス
２１５０ 最適化制約
２１５２ Ｄｅｓｉｇｎ Ｖａｌｕｅ
２１５４ 選択ボックス
２１５６ Ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅ
２１５８ Ｉｍｐｏｒｔａｎｃｅフィールド
２４０５ Ｆｕｅｌ Ｓｈｕｆｆｌｉｎｇページ
２４１０ Ｂｕｎｄｌｅ Ｓｈｕｆｆｌｅタスクバー
２４１５ 基準炉心設計のスクリーン
２４２０ 新しい燃料集合体
２４２５ ポップアップウィンドウ
２４２７ 色別キー
２４３０ Ｓｗａｐボタン
２６００ 集合体選択ウェブページ
２６０５ 置換えの新しい燃料集合体
２６１０ ボックス
３０００ 曲線−時間依存バイアス値
【特許請求の範囲】
【請求項１】
パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法であって、
パワー増強運転について満たされるべき制約のセットを入力する工程と、
前記制約に基づいて試験原子炉炉心設計を生成する工程と、
前記制約を基準にして前記試験炉心設計を評価するために、自動化ツールのセットから１つまたは複数の自動化ツールを選択する工程と、
前記選択された自動化ツールを動作する工程であって、
複数の出力を生成するために、前記制約に基づいて、前記試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートする工程と、
前記制約を基準にして前記出力を比較する工程と、
前記比較によって、前記シミュレーション中に、前記試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供する工程とを含む、自動化ツール動作工程とを具備し、
前記自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す方法。
【請求項２】
前記自動化ツールのセットは、前記試験炉心設計のロッドパターンを修正するためのロッドパターン設計ツール、前記試験炉心設計の炉心装荷パターンを修正するための炉心装荷パターン設計ツール、および、前記試験炉心設計内の新しい燃料装荷パターンを修正するための新しい燃料集合体型設計ツールを含むことを特徴とする請求項１記載の方法。
【請求項３】
前記ロッドパターン設計ツール、前記炉心装荷パターン設計ツール、および前記新しい燃料集合体型設計ツールは、順次に呼び出され、前記試験炉心設計において、全てのロッド、露出した燃料集合体、および新しい燃料集合体の変更が、尽くされるまで、出力としてのフィードバックをそれぞれの対応するツールに提供する請求項２記載の方法。
【請求項４】
前記比較する工程は、
前記出力を評価するための目的関数を構成する工程と、
前記目的関数を使用して、それぞれの出力について目的関数値を生成する工程と、
前記出力のうちのどの出力が限界に違反するかを判定するために、前記制約に基づいて前記目的関数値を評価する工程とをさらに含むことを特徴とする請求項１記載の方法。
【請求項５】
前記比較する工程が、全ての制約が、満たされているか、または、許容可能マージン内で満たされているかを示す場合に、許容可能パワー増強炉心設計に関連するデータを出力することをさらに含む請求項１記載の方法。
【請求項６】
派生した炉心設計を作成するために、前記試験炉心設計を修正する工程と、
いずれかの制約が、前記シミュレーション中に、前記派生した炉心設計によって違反されたかどうかを判定するために、複数の自動化ツールについて、前記選択する工程および前記動作させる工程とを繰り返すことをさらに含む請求項１記載の方法。
【請求項７】
全ての制約が、満たされたか、または、許容可能マージン内で満たされたことを、派生した設計の特定の反復が指示するまで、前記派生した設計のＮ回反復について、前記修正する工程、前記選択する工程、および前記動作させる工程を反復して繰り返す工程をさらに含み、方法は、
前記原子炉についての許容可能原子炉炉心設計の関連するデータを出力する工程をさらに含む請求項６記載の方法。
【請求項８】
前記許容可能パワー増強炉心設計は、前記制約を満たし、増大したパワーレベルで運転するために、原子炉をどのように装荷し、実行させるかをユーザに示すデータを含む請求項１記載の方法。
【請求項９】
許容されたパワー増強炉心設計を有する原子炉は、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転する請求項１記載の方法。
【請求項１０】
前記パワー増強炉心設計は、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型を有し、Ｎ＝２である請求項１記載の方法。
【請求項１１】
原子炉プラント用の炉心であって、前記プラントが、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転することを可能にし、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転するための運転限界を満たす、前記プラント用の炉心設計を生成する最適化プロセスを採用する自動化ツールのセットを使用して決定されるパワー増強炉心設計に従って装荷されており、前記自動化ツールは、前記試験炉心設計のロッドパターンを修正するためのロッドパターン設計ツール、前記試験炉心設計の炉心装荷パターンを修正するための炉心装荷パターン設計ツール、および、前記試験炉心設計内の新しい燃料装荷パターンを修正するための新しい燃料集合体型設計ツールを含む炉心。
【請求項１】
パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法であって、
パワー増強運転について満たされるべき制約のセットを入力する工程と、
前記制約に基づいて試験原子炉炉心設計を生成する工程と、
前記制約を基準にして前記試験炉心設計を評価するために、自動化ツールのセットから１つまたは複数の自動化ツールを選択する工程と、
前記選択された自動化ツールを動作する工程であって、
複数の出力を生成するために、前記制約に基づいて、前記試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートする工程と、
前記制約を基準にして前記出力を比較する工程と、
前記比較によって、前記シミュレーション中に、前記試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供する工程とを含む、自動化ツール動作工程とを具備し、
前記自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す方法。
【請求項２】
前記自動化ツールのセットは、前記試験炉心設計のロッドパターンを修正するためのロッドパターン設計ツール、前記試験炉心設計の炉心装荷パターンを修正するための炉心装荷パターン設計ツール、および、前記試験炉心設計内の新しい燃料装荷パターンを修正するための新しい燃料集合体型設計ツールを含むことを特徴とする請求項１記載の方法。
【請求項３】
前記ロッドパターン設計ツール、前記炉心装荷パターン設計ツール、および前記新しい燃料集合体型設計ツールは、順次に呼び出され、前記試験炉心設計において、全てのロッド、露出した燃料集合体、および新しい燃料集合体の変更が、尽くされるまで、出力としてのフィードバックをそれぞれの対応するツールに提供する請求項２記載の方法。
【請求項４】
前記比較する工程は、
前記出力を評価するための目的関数を構成する工程と、
前記目的関数を使用して、それぞれの出力について目的関数値を生成する工程と、
前記出力のうちのどの出力が限界に違反するかを判定するために、前記制約に基づいて前記目的関数値を評価する工程とをさらに含むことを特徴とする請求項１記載の方法。
【請求項５】
前記比較する工程が、全ての制約が、満たされているか、または、許容可能マージン内で満たされているかを示す場合に、許容可能パワー増強炉心設計に関連するデータを出力することをさらに含む請求項１記載の方法。
【請求項６】
派生した炉心設計を作成するために、前記試験炉心設計を修正する工程と、
いずれかの制約が、前記シミュレーション中に、前記派生した炉心設計によって違反されたかどうかを判定するために、複数の自動化ツールについて、前記選択する工程および前記動作させる工程とを繰り返すことをさらに含む請求項１記載の方法。
【請求項７】
全ての制約が、満たされたか、または、許容可能マージン内で満たされたことを、派生した設計の特定の反復が指示するまで、前記派生した設計のＮ回反復について、前記修正する工程、前記選択する工程、および前記動作させる工程を反復して繰り返す工程をさらに含み、方法は、
前記原子炉についての許容可能原子炉炉心設計の関連するデータを出力する工程をさらに含む請求項６記載の方法。
【請求項８】
前記許容可能パワー増強炉心設計は、前記制約を満たし、増大したパワーレベルで運転するために、原子炉をどのように装荷し、実行させるかをユーザに示すデータを含む請求項１記載の方法。
【請求項９】
許容されたパワー増強炉心設計を有する原子炉は、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転する請求項１記載の方法。
【請求項１０】
前記パワー増強炉心設計は、Ｎ個の独自の新しい燃料集合体型を有し、Ｎ＝２である請求項１記載の方法。
【請求項１１】
原子炉プラント用の炉心であって、前記プラントが、１つまたは複数のエネルギーサイクルについて、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転することを可能にし、その時認可されたパワーレベルの１００％以上で運転するための運転限界を満たす、前記プラント用の炉心設計を生成する最適化プロセスを採用する自動化ツールのセットを使用して決定されるパワー増強炉心設計に従って装荷されており、前記自動化ツールは、前記試験炉心設計のロッドパターンを修正するためのロッドパターン設計ツール、前記試験炉心設計の炉心装荷パターンを修正するための炉心装荷パターン設計ツール、および、前記試験炉心設計内の新しい燃料装荷パターンを修正するための新しい燃料集合体型設計ツールを含む炉心。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２１】
【図２２】
【図２３】
【図２４】
【図２５】
【図２６】
【図２７】
【図２８】
【図２９】
【図３０】
【図３１】
【図３２】
【図１７Ａ】
【図１７Ｂ】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２１】
【図２２】
【図２３】
【図２４】
【図２５】
【図２６】
【図２７】
【図２８】
【図２９】
【図３０】
【図３１】
【図３２】
【図１７Ａ】
【図１７Ｂ】
【公開番号】特開２００８−１０７３５１（Ｐ２００８−１０７３５１Ａ）
【公開日】平成２０年５月８日（２００８．５．８）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００７−２７４５６１（Ｐ２００７−２７４５６１）
【出願日】平成１９年１０月２３日（２００７．１０．２３）
【公序良俗違反の表示】
（特許庁注：以下のものは登録商標）
１．Ｌｉｎｕｘ
【出願人】（３０１０６８３１０）グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー (56)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２０年５月８日（２００８．５．８）
【国際特許分類】
【出願日】平成１９年１０月２３日（２００７．１０．２３）
【公序良俗違反の表示】
（特許庁注：以下のものは登録商標）
１．Ｌｉｎｕｘ
【出願人】（３０１０６８３１０）グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー (56)
【Ｆターム（参考）】
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