本発明は、専用の運転支援コンピュータ（３２）と相互作用するマン・マシンインターフェース（３１）により要求を設定し、運転支援コードと呼ばれる拡散方程式を解く三次元の中性子計算コード（３２ａ）を使用する工程と、原子炉炉心の運転をモニタリングするシステム（１０）から前記運転支援コンピュータ（３２）へ、炉心の運転条件だけでなく炉心のハードウェア、幾何学的および中性子特徴を表す一組のデータ（１３）を一方向に送信する工程であって、前記データ（１３）は、燃料減損中に炉心の同位元素収支を更新し、モニタリングコードと呼ばれる拡散方程式をオンラインで定期的に解く三次元の中性子コード（１２）により決定され、モニタリングコード（１２）は、前記モニタリングシステム（１０）に専用のモニタリングコンピュータと呼ばれる第２の別個のコンピュータ上に設置される、工程と、前記運転支援コード（３２ａ）を使用して原子炉炉心の挙動の変化を判断する工程であって、前記代表的データ（１３）は運転支援コード（３２ａ）の入力データとして使用される、工程と、を含む原子炉の運転支援方法に関する。 （もっと読む）

【課題】本発明は、より高い収束精度、よりよい計算エラー強さ及びより高い計算効率を示す原子炉モデル化方法を提供する。
【解決手段】原子炉炉心をモデル化するための方法であって、コンピュータで実行される計算のための格子（１２）のノードを構成するために炉心を立方体（１０）に分割するステップと、中性子束を、少なくとも１つの固有系の反復解手順を用いることによって計算するステップとを含み、固有系の反復の成分は、計算されるべきそれぞれの立方体（１０）についての、中性子束、中性子アウトカレント或るいは中性子インカレントのいずれかに対応する。制御パラメータは、中性子固有値μを摂動界面カレント方程式によって影響を与え且つ中性子固有値μを１に向って推進させるように変えられる。 （もっと読む）

【課題】本発明は、より高い収束精度、よりよい計算エラー強さ及びより高い計算効率を示す原子炉モデル化方法を提供する。
【解決手段】原子炉炉心をモデル化するための方法であって、コンピュータ計算のために炉心を立方体に分割するステップと、中性子束を少なくとも１つの固有系の反復解手順を用いて計算するステップとを含み、固有系の反復の成分は、計算されるべきそれぞれの立方体について、中性子束、中性子アウトカレント或るいは中性子インカレントのいずれかに対応する。
中性子は、複数の中性子エネルギー群に分類され、反復解手順は、固有系が与えられる頂レベル及び少なくとも底レベルを含む多レベルＶサイクルを含む。
固有系反復解手順は、固有系を、下方向きのＶサイクルスペア固有系に調整するステップと、底レベルでスペア固有系の解を計算するステップと、頂レベルで上方向きのＶサイクルの上レベルに解を再び導入するステップを含む。 （もっと読む）

【課題】本発明は、より高い収束精度、よりよい計算エラー強さ及びより高い計算効率を示す原子炉モデル化方法を提供する。
【解決手段】原子炉炉心をモデル化するための方法であって、コンピュータで実行される計算のための格子（１２）のノードを構成するために炉心を立方体（１０）に分割するステップと、中性子束を、少なくとも１つの固有系の反復解手順を用いることによって計算するステップとを含み、固有系の反復の成分は、計算されるべきそれぞれの立方体（１０）について、中性子束、中性子アウトカレント或るいは中性子インカレントのいずれかに対応する。固有系反復解手順は、前記固有系をスペア固有系に調整するサブステップを含み、スペア固有系の反復の成分は、立方体（１０）に入る中性子インカレント或いは立方体（１０）を去る中性子アウトカレントのいずれかにのみ対応する。 （もっと読む）

【課題】本発明は、より高い収束精度、よりよい計算エラー強さ及びより高い計算効率を示す原子炉モデル化方法を提供する。
【解決手段】原子炉炉心をモデル化するための方法であって、炉心を立方体（１０）に分割してコンピュータで実行される計算のための格子（１２）のノードを構成するステップと、中性子束を少なくとも１つの固有系の反復解手順を用いることによって計算するステップとを含み、固有系の反復の成分は、計算されるべきそれぞれの立方体（１０）の、中性子束、中性子アウトカレント又は中性子インカレントのいずれかに対応する。中性子は、複数の中性子エネルギー群に分類され、固有系反復解手順は、固有系を、いくつかの中性子エネルギー群の選択のために固有系に対応する制限固有系に調整するサブステップを含む。 （もっと読む）

本発明は、プレート４１の積層体から構成される、熱交換器のプレート束４０を製造する方法に関する。この方法は、各プレート４１の初期厚さを加工によって低減する一方で、少なくともプレート４１の周囲に、加工されたプレート４１の厚さよりも大きい高さを有する少なくとも１つの接続シュー４５を形成することと、プレート４２の中央部分に波形部４２を形成することと、プレート４１を対で積み重ねることと、各対のプレート４１の接触シュー４５を封止溶接ビード５０によって接続することと、プレート４１の対を積み重ねることと、プレート４１の対の接触シュー４５を封止溶接ビード５０によって接続することとを伴い、プレート４１の対は、流体を供給及び排出する開放端及び閉鎖端が交互になるように積み重ねられる。
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この集合体は、縦軸（Ｌ）に沿って延びるとともに、下部（１４）よりも大きな断面積の上部（１６）と下部（１４）の外面上を縦方向に延びる少なくとも１つの燃料棒受け入れ溝（３２）を有する水路（８）と、縦方向に延びるとともに水路（８）の周囲に配置された燃料棒（４、６）と、少なくとも１つの燃料棒（４）を上部（１６）の下の少なくとも１つの溝（３２）内の水路（８）に固定するための固定部材（２４）とを備えた種類のものである。本発明の１つの態様によれば、少なくとも１つの溝（３２）が上部（１６）に沿って延びることにより、固定部材（２４）に受け入れられた燃料棒（４）が燃料集合体の上端側から縦方向に引き抜き又は挿入可能となる。 （もっと読む）

本発明は、ジルコニウム又はハフニウム合金製の部材の少なくとも一部を表面処理する方法に係り、この方法は、該合金の表面層をナノ構造化して、該合金に、その少なくとも5μmなる厚みに対して、100nmに等しいかあるいはそれ以下の粒度を与えるための少なくとも一つの工程を含み、該ナノ構造化は、以前に、該部材の製造中に、これに対して適用された最後の熱処理の温度又はそれ以下の温度にて行われることを特徴とする。本発明は、またこのようにして処理されたジルコニウム又はハフニウム合金製部材にも関連する。
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非照射核燃料集合体用の輸送コンテナ（１０）は、少なくとも１つの核燃料集合体を受け入れるための単一ケーシング（１１）を含み、単一ケーシング（１１）は細長い管状シェル（１２）で形成され、細長い管状シェル（１２）は、核燃料集合体（２）を受け入れるための少なくとも１つの個々のハウジング（２０）を構成する金属内部層（２２）と、金属内部層（２２）を取り囲む金属外部層（３０）と、を含み、細長い管状シェル（１２）は、内部層（２２）と外部層（３０）の間が満たされ、前記ケーシングは、ハウジング（２０）或いは各々のハウジング（２０）をシェル（１２）の長手方向両端で閉じるためのふた（１３）を有する。 （もっと読む）

原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定する方法、決定システム、コンピュータプログラム及び対応する媒体であって、前記方法は、原子炉の同じ運転サイクル中に、(a)原子炉（１）内に在るセンサ（２１Ａ乃至２１Ｄ）によって行われる測定から、炉心（２）内の局所出力の３次元分布を計算するステップ、(b)計算された局所出力の３次元分布に適用される、出力の少なくとも１つの偶発的な過渡発生をシミュレートするステップ、(c)シミュレートされた出力の過渡発生中燃料棒の被覆の破損を最も受けやすい少なくとも１つの燃料棒を、熱力学計算を用いて、識別するステップ、(d)識別された燃料棒に熱力学計算を用いて、原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定するステップ、の周期的な実行を伴うことを特徴とする、前記方法。 （もっと読む）