"原子炉内のペレットクラッディング相互作用PCIを緩和するための燃料バンドル設計を決定する方法であって、PCI設計の検討事項を使用して、コンピュータにより燃料バンドルのための前記燃料バンドル設計の第1の決定を行うステップS270を含む、方法。前記PCI設計の検討事項が、格子の局所ピーキング係数を評価するステップS80/S90/S100を含む、請求項1記載の方法。前記第1の決定ステップが、最初の燃料バンドル設計を使用して原子炉の運転をシミュレートするステップS10/S20/30と、前記最初の燃料バンドル設計を使用して、前記燃料バンドルのための格子の局所ピーキング係数を評価するステップS80/S90と、前記最初の燃料バンドル設計を使用して、前記燃料バンドルのための局所ピーキング係数メトリックが適合するかどうかの第2の決定を行うステップS100と、前記局所ピーキング係数メトリックが適合しない場合に前記最初の燃料バンドル設計を修正するステップS70と、局所ピーキング係数メトリックに適合する修正された燃料バンドル設計が決定されるまで、前記第1の決定ステップ、前記シミュレーションステップ、前記評価ステップ、前記第2の決定ステップを繰り返すステップS270/S10/S20/S30/S80/S90/S100/S70とをさらに含む、請求項2記載の方法。前記PCI設計の検討事項が、前記燃料バンドルの軸方向ピーキング係数を評価する少なくとも1つのステップS190/S210と、サイクル初期BOCNおよびサイクル終了時EOCN-1において前記燃料バンドルのシミュレートされた制御履歴を評価するステップS220と、BOCにおける前記燃料バンドルのシミュレートされた照射を評価するステップS230と、前記燃料バンドルの出力履歴を評価するステップS260とをさらに含む、請求項1記載の方法。原子炉内のペレットクラッディング相互作用PCIを緩和するための炉心設計を決定する方法であって、前記原子炉の運転前に、コンピュータにより、PCIの炉心設計の検討事項を使用して前記炉心設計の第1の決定を行うステップS270を含む、方法。PCIの燃料バンドル設計の検討事項を使用して使用前燃料バンドルのための燃料バンドル設計の第2の決定を行うステップS10と、原子炉炉心のための最初の炉心荷重および燃料棒パターンを生成するステップであって、前記最初の炉心荷重および燃料棒パターンが前記使用前燃料バンドルの前記燃料バンドル設計を含む、ステップS10と、前記最初の炉心荷重および燃料棒パターンを使用して前記炉心の原子炉の運転をシミュレートするステップS20/S30と、前記シミュレートされた原子炉の運転に基づいて炉心性能メトリックおよびPCI性能メトリックを獲得するステップS40/S60と、前記炉心性能メトリックおよび前記PCI性能メトリックに基づいて、修正された炉心設計を決定するステップS70とをさらに含む、請求項5記載の方法。最初の炉心荷重および燃料棒パターンを使用して原子炉炉心の原子炉の運転をシミュレートするステップS10/S20/S3と、前記シミュレートされた原子炉の運転に基づいて炉心性能メトリックおよびPCI性能メトリックを獲得するステップS40/S60と、PCI性能メトリックが適合しない場合に前記最初の炉心荷重および燃料棒パターンを修正するステップS70と、前記PCI性能メトリックに適合する修正された炉心設計が決定されるまで、前記第1の決定ステップ、前記シミュレーションステップ、前記獲得ステップ、前記修正ステップを繰り返すステップであって、前記PCI性能メトリックが、PCIの燃料バンドル設計の検討事項および前記PCIの炉心設計の検討事項に基づく、ステップS270/S10/S20/S30/S40/S60/S70とをさらに含む、請求項5記載の方法。前記PCIの燃料バンドル設計の検討事項が、燃料バンドルのための格子の局所ピーキング係数の評価に基づく燃料バンドルの評価S80/S90/S100を含む、請求項7記載の方法。前記PICの炉心設計の検討事項が、燃料バンドルの軸方向ピーキング係数S190/S210、サイクル初期BOCNおよびサイクル終了時EOCN-1における燃料バンドルの制御履歴S220、BOCにおける非制御バンドル照射S230、サイクルNのAll-Rods-OutARO前の最終的な燃料棒パターンS240、サイクルNを通しての調整エンベロープS250、燃料バンドルの出力履歴S260、のうちの少なくとも1つをシミュレートおよび評価するステップを含む、請求項7記載の方法。原子炉内のペレットクラッディング相互作用PCIを緩和するための燃料バンドル設計および炉心設計を決定する方法であって、PCI設計の検討事項を使用して、コンピュータにより少なくとも1つの使用前燃料バンドルのための前記燃料バンドル設計を決定するステップS270と、前記原子炉の運転前に、前記コンピュータにより、PCIの炉心設計の検討事項および前記少なくとも1つの使用前燃料バンドルの前記決定された燃料バンドル設計を使用して前記炉心設計を決定するステップS270とを含む、方法。本明細書では例示の実施形態を詳細に開示する。しかし、本明細書で開示される特定の構造的詳細および機能的詳細は、単に、例示の実施形態を説明することを目的とした代表例である。また、例示の実施形態は多くの代替形態で具体化され得、本明細書に記載される実施形態のみに限定されるものと解釈されるべきではない。したがって、例示の実施形態は種々の修正形態および代替形態が可能であるが、その実施形態はこれらの図面では単に例として示され、本明細書で詳細に説明される。また、例示の実施形態を開示される特定の形態のみに限定する意図がなく、むしろ、例示の実施形態が、例示の実施形態の範囲内にあるすべての修正形態、均等物および変更形態を包含することが意図されることを理解されたい。図の説明では、同様の参照は同様の要素を示している。本明細書では種々の要素を説明するのに、第1、第2などの用語が使用され得るが、これらの要素がこれらの用語によって限定されるべきではないことを理解されたい。これらの用語は単に1つ要素を別の要素と区別するのに使用される。例えば、例示の実施形態の範囲から逸脱することなく、第1の要素は第2の要素と称されてもよく、また同様に、第2の要素は第1の要素と要されてもよい。本明細書で使用されるおよび/またはという表現は、関連する列記されるアイテムのうちの1つまたは複数のアイテムの任意のおよびすべての組み合わせを含む。要素が別の要素に接続または結合されて示されている場合、その要素はその別の要素に直接に接続または結合されてよく、または、介在要素が存在してもよい、ことを理解されたい。逆に、要素が別の要素に直接に接続されるまたは直接に結合されるとして示されている場合、介在要素は存在しない。要素間の関係を説明するのに使用される他の語も同様に解釈されるべきである例えば、の間にとの間に直接に、に隣接してとに直接に隣接してなど。本明細書で使用される専門用語は特定の実施形態のみを説明することを目的としており、例示の実施形態を限定することを意図されない。本明細書で使用される単数形a、anおよびtheは、文脈により明確に指示されない限り、複数形も含むことを意図される。また、comprises、comprising、includesおよび/またはincludingという単語は、本明細書で使用される場合、述べられる特徴、整数、ステップ、動作、要素および/または構成要素が存在することを示しており、1つまたは複数の別の特徴、整数、ステップ、動作、要素、構成要素、および/または、それらのグループが存在したり追加されたりすることを排除しない。また、一部の代替の実装形態では、示される機能/動作が図に示される順序から外れて行われ得ることに留意されたい。例えば、連続して示される2つの図は実際には実質的に同時に実行されてもよく、または、場合によっては、関連する機能性/動作に応じて逆の順序で実行されてもよい。図1を参照すると、濃縮U-235同位体を含む核燃料棒10を備える、沸騰水型原子炉BWRのための従来の燃料バンドル1が示されている。個別の燃料棒10は、ジルコニウムまたはジルコニウム合金で作られた、密閉的に封鎖された金属の管状シェルであってよい。各燃料バンドル1が、断面方向で濃縮度が異なるウラニウムを有することができる複数の異なる軸方向において変化する格子12を含んでいる。格子12は、全体が、均等なN×N例えば、9×9、10×10などの燃料棒10のアレイで構成され、燃料バンドル1の中央を通って延びていてよい1つまたは複数のウォータロッド14を備える。燃料棒10は、濃度および組み合わせが変化する、燃料のためのウラニウムと、ガドリニアなどの減速材とを含むように設計されている。4つの燃料バンドル1の例示の断面が図2に示されている。制御板20は、可燃性毒物の管22を含む十字形の装置である。これらは、通常、出力操作のために反応度を制御するものであり、4つの個別の燃料バンドル1のセルの間に挿入される。関連する制御板20が挿入されているバンドル1は制御されていると称される。関連する制御板20が挿入されていないバンドル1は制御されていない非制御と称される。ノードは、燃料バンドル1および/または制御板20の軸方向の小さいセグメントであり、6インチ15.2cmの軸方向のセグメントなどである。格子は、概して、少なくとも1つのノードを含む大きめの軸方向の断面である。例示の実施形態は、PCIを緩和するために、原子炉炉心全体、個別のバンドル、バンドル内の格子、および、個別のノードを評価するための方法として示される。この分析は運転前または運転中に行われ得る。これらの評価は運転前になされ得ることから、コンピュータ上でデータおよび結果をシミュレートすることができ、それにより、プラントの運転の前におよび/またはさらには燃料バンドルが設計されたり製造されたりする前に、燃料バンドル設計および炉心設計を決定することが可能となる。以下の記述は、燃料バンドル設計および炉心設計の最適化時にPICを緩和するための例示の実施形態である。この実施形態では、PCIを緩和するのに使用される7つの評価が存在するPCI緩和方法1~7。例示の実施形態図10および11は、それぞれ、燃料バンドル設計および炉心設計の例示の実施形態を説明している。これらの例示の実施形態は、ハイライトされた方法ステップS80~S100およびS190~280として示される、複数のPIC評価方法を含むことができる。これらの方法ステップはPCIを緩和するのに固有のものであり、以下での図10および11の考察に含まれるPCI評価方法1~7として詳細に説明される。説明される手順が炉心設計コンピュータなどのコンピュータによって実施され得ること、または、説明される手順がコンピュータコードまたは炉心設計シミュレーションプログラムによって実施され得ることに留意されたい。具体的には、PCI評価方法1~7の一部またはすべてが現存の炉心シミュレータまたは炉心モニタに組み込まれ得、それにより、PCI緩和が燃料バンドル設計、炉心監視、炉心設計のいずれかに組み込まれるか、または、燃料バンドル設計および炉心設計と炉心監視との両方に組み込まれる。図10および11に示される燃料バンドル設計および炉心設計の評価ステップが通常は反復的な形で実行されることに留意されたい。具体的には、シミュレーションを目的として、最初の炉心デザイン設計なしで精密な燃料バンドル設計を評価および設計することはできないため、先ず、最初の燃料バンドルの仕様を決定し、次いで原子炉炉心の動作を評価することが有利である。同様に、精密なおよび/または最終決定された燃料バンドル設計なしで精密な炉心設計を決定することはできない。このような理由から、図10および11が、概して、最終的な燃料バンドル設計および炉心設計を決定するための反復的なプロセスを説明していることを理解されたい。燃料バンドル設計燃料バンドル設計および炉心設計が、互いに対して修正を行う間に手順が反復されるくらいに深く関係していることを示してきた。しかし、図10が、それぞれの個別の燃料バンドルを有する個別の燃料格子内のUO2およびガドリニアの濃縮度を決定する決定することから構成される燃料バンドル設計の決定により関連し、対して、図11が、包括的な炉心動作戦略を含む指定された炉心荷重パターン内での個別に設計された使用前燃料バンドルの統合体である炉心設計の決定により関連していることに留意されたい。図10を参照すると、燃料バンドル設計および炉心設計を開始する方法が、方法ステップS10で示されるように、候補の使用前燃料の最初の集団により開始され得る。モデルのN×N燃料棒の濃縮度および別の反応度特性についての必要な情報が、設計者により手動でデータベースに入力され得、よく知られている任意の3次元炉心シミュレータまたは別のよく知られている任意のコンピュータソフトウェア手段を使用してコンピュータ上でシミュレートされ得る。3次元炉心シミュレータの一例はPANACEAである。これらの入力に基づく値には、格子およびバンドルの濃縮度得られるピーキング係数によるPCI許容度に関連すると、R因子と、ピーキング係数PCIに直接に関連すると、製造要求条件と、保管/輸送要求条件と、が含まれる。次に、方法ステップS20で、燃料バンドル設計に関連するエネルギー必要量などの顧客基準、格子およびバンドルの濃縮度、R因子、ピーキング係数などの、クリティカルトゥクオリティCTQとみなされるすべての基準が、炉心設計者により手動で炉心シミュレータに入力され得、炉心設計に組み込まれ得る。方法ステップS20で決定された燃料バンドル性能メトリックに基づき、方法ステップS30において、これらのメトリックが仮想の炉心の運転をシミュレートするのに使用される。燃料バンドル性能メトリックには、格子およびバンドルの濃縮度得られるピーキング係数によるPCI許容度に関連すると、R因子と、ピーキング係数PCIに直接に関連すると、製造要求条件と、保管/輸送要求条件と、が含まれてよい。このシミュレーションは炉心シミュレータによって行われ得、一般に、1つの完全な炉心サイクルで行われる。シミュレータは最初に提案される炉心設計を使用して行われる。炉心設計が、燃料バンドルの位置決めを画定する原子炉炉心荷重と、燃料棒パターンとの両方を意味することに留意されたい。方法ステップS30の炉心シミュレーションの結果に従い、次いで、方法ステップS40において、各燃料バンドルが、炉心設計者により、S20に示した許容度の基準に基づいてランク付けされ得る。燃料バンドルのランク付けには、1濃縮度の分布に基づいた燃料バンドルのエネルギー能力、2バンドルのための反応度限界のマージン、3バンドルの熱的限界のマージン、が含まれてよく、さらには、製造固有および顧客固有の任意の別の制限が含まれてよい。各バンドルは決定された特定の許容度基準に従って評価される。例えば、バンドルが上記の基本的な基準の3つのすべてに適合する場合、そのバンドルは、適合しないバンドルと比較して、ある炉心設計で使用されるのに高い潜在性を有するものとしてランク付けされる。上記の基本的な基準に適合しないと判断された低い潜在性を有するバンドルは、S10で決定されるバンドルの最初の集団から除外される。このランク付けは、方法ステップS20で説明した各燃料バンドル性能メトリックに対して行われてよい。次いで、方法ステップS40で行われたバンドルのランク付けに基づき、方法ステップS60において、炉心設計者により、バンドル性能メトリックの各々が適合するかどうかに関する決定が行われる。この評価は各燃料バンドルに対して個別に行われる。次いで、燃料バンドル性能メトリックが適合するかどうかの方法ステップS60での決定に基づき、性能メトリックの一部またはすべてが適合しなかった場合、方法ステップ70において、使用前燃料設計の修正が要求され得る。この修正は、炉心シミュレータから出力されるバンドル設計特性を使用して炉心設計者によって決定される。具体的には、出力されるバンドル設計特性は、使用前燃料バンドルが、必要となる原子炉サイクルを維持しながら熱的マージンまたは反応度のマージンに適合するのに必要なウラニウムの濃縮度を有するかどうかを決定するのに使用され得る。燃料設計のバンドルの濃縮度が修正されるべき場合、使用前燃料バンドルの最初の集団からの少なくとも1つの燃料棒タイプが設計者によりシミュレータ内で手動で変更される。使用前燃料バンドルの修正の推奨は3つのカテゴリーに分けられ得る。すなわち、エネルギーにとって有利な修正、エネルギーにとって不利な修正、および、過度のマージンを追加のエネルギーに変換する修正である。許容される場合の好適な手法は、エネルギーにとって不利な修正ではなく、エネルギーにとって有利な修正を使用して、エネルギー保存および電力生産の利益のために調整を行うことである。また、荷重パターンがすべての顧客制約に適合する場合、過度のマージンをすべて追加のエネルギーに変換することが好適である。以下では、方法ステップ70の修正に適用され得る典型的なバンドル性能メトリックのための手順上の推奨を含む論理ステートメントを説明する。エネルギーにとって有利な修正A.限界出力比CriticalPowerRatioCPRのマージンが炉心の周囲部で低すぎる場合、より反応度の高い燃料を中央に配置することが好適である。限界出力比とは、バンドルの運転出力に対する、沸騰遷移が開始されるバンドル組立体の部分でのバンドル出力の比である。B.EOCにおいてピークペレット照射の閾値を超えた場合、反応度の高いすなわち、照射度の低い燃料を炉心の問題領域へと移動させることが好適である。ペレット照射の閾値は、PCIに関連する破損が起こった運転中のプラント内でのペレット照射の経験データに基づいて決定され得る。C.BOCにおいて炉心の周囲部で停止余裕SDMの問題がある場合、反応度の低い燃料を炉心の周囲部に配置することが好適である。エネルギーにとって不利な修正A.EOCにおいてCPRマージンが低すぎる場合、反応度の低い燃料を問題のある位置に移動させることが好適である。B.EOCにおいてkW/ftマージンが低すぎる場合、反応度の低い燃料を問題のある位置に移動させることが好適である。過度のマージンの追加のエネルギーへの変換A.EOCにおいて炉心の中央でCPRマージンが余分にある場合、反応度の低い燃料を問題のある位置に移動させることが好適である。目的関数重み付きペナルティおよび重み付きクレジットの数学的な累和計算などの、制約問題によって示されるような制約違反の位置および時間の照射状態点exposurestatepointに基づき、制約問題の違反に対処するのに上記の推奨が使用され得る。具体的には、制約違反を確実に回避するために、炉心内で燃料バンドルが動かすこと、および、燃料バンドル格子の中でまたは燃料棒全体の中で使用前燃料バンドルの濃縮度を変化させることが行われ得る。方法ステップS70の修正の後、仮想の炉心の新たな炉心シミュレーションが方法ステップS30において実施され、さらに、方法ステップ40において燃料バンドルの新たなランク付けが実施され、その後、方法ステップS60において、方法ステップS70の修正によりバンドルのすべてが必須の性能メトリックに適合するかどうかに関する決定が行われる。ステップS30、S40、S60およびS70の間の反復は、すべての燃料バンドルが方法ステップS60において性能メトリックに適合すると決定されるまで、行われる。方法ステップS60においてバンドル性能メトリックが適合されるようにするための、方法ステップS30、S40、S60およびS70の任意の反復の後、方法ステップS80において、以下のPCI評価方法1で説明されるフォーカスされた格子の局所ピーキング係数の限界を決定することによりバンドルPCI特性が評価され得る。1.格子の局所ピーキング係数の評価PCI評価方法1この評価は格子の局所ピーキング係数を考査する。格子の局所ピーキング係数は、格子断面内の最も出力の高い燃料棒内で発生する出力をその断面で発生する平均の出力で割ることにより、径方向出力分布から計算される。したがって、格子の局所ピーキング係数が高いと、局所出力増加の程度が加速されて、ペレットクラッディング相互作用PCIタイプの破損が起こるリスクが高まる。この評価は、PCI破損の第2の緩和方法出力の増加率を低下させるに関係し、この方法は、クラッディング応力をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、または、攻撃的な分裂生成物の残量をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、出力増加を十分に遅いランプ速度で起こるようにする。出力増加率を低下させることにより、ランプ時にクラッディング応力が弛緩するための時間が生まれ、それによりクラッディング応力が低下する。さらに、出力増加率を低下させることにより、脆化性気体分裂生成物が解放される速度が低下し、またさらには、新たに解放される分裂生成物の攻撃性が、別の気体分裂生成物または燃料ペレットと再結合することにより減衰するための時間が生まれる。このように、出力増加率を低下させることにより、クラッディングフープ応力および攻撃性の分裂生成物の残量の両方が低下する。この評価は、燃料自体の健全性の低下および破損を引き起こしていた高い径方向出力局所ピーキング係数が高くなると、径方向出力も高くなるを回避することにより、燃料バンドルをPCIから保護するのに使用され得る。具体的には、局所ピーキング係数の値が選択される最大レベルより高い場合、局所ピーキング係数を下げるために、バンドルまたは個別の燃料ピンの濃縮度を下げることができる。局所ピーキング係数の選択される最大レベルは、局所ピーキング係数が超えることがない閾値とみなされてよい。方法ステップS80でのフォーカスされた格子の局所ピーキング係数の閾値の決定に続いて、方法ステップS90において、すべての個別の燃料バンドル設計の径方向出力分布が3次元炉心シミュレータによって決定される。図3に示されるように、例示の径方向出力分布が提供される。各格子の径方向出力分布は各バンドルに対して個別に決定され得る。次いで、格子断面内の最も出力の高い燃料棒内で発生する出力をその断面で発生する平均の出力へと割ることにより、径方向出力分布から、格子の局所ピーキング係数が計算される。指定されたサイクル照射時の、一般には70のボイド率において、炉心内の各バンドルの最大局所ピーキング係数がシミュレータから抽出されて列記される。次いで、BWRフリートなどの別の原子炉プラントからの別の格子の局所ピーキング係数の経験データと比較することにより、格子の局所ピーキング係数の閾値が画定される。この経験データには、PCIが起こった別の運転中の原子炉プラントで決定された実際の局所ピーキング係数に基づいて選択される格子の最大局所ピーキング係数が含まれる。この比較の結果は、得られる格子の局所ピーキング係数と格子の最大局所ピーキング係数との間の差デルタである。方法ステップS90に続き、方法ステップS100において、炉心設計者が、局所ピーキング係数が適合するかどうかについての決定を行うことができる。これらのメトリックが適合しない場合、方法ステップS70において再び使用前燃料設計に対して修正が行われてよく、さらに、方法ステップS30において原子炉のシミュレーションが再び行われてよい。必要な場合の方法ステップS30、S40、S60およびS70でのさらなる反復は、燃料設計および炉心設計を調整することにより局所ピーキング係数メトリック方法ステップS100および燃料バンドル性能メトリック方法ステップS60の両方を共に適合させることを目的として、実施され得る。これらの修正は、PCI設計の検討事項を満たすのに使用され得る個別の燃料棒の出力を直接に決定するようにさらには、濃縮度を間接的に決定するように局所ピーキング係数メトリックを適合させることを目的として、行われる。S60のバンドル性能メトリックおよびS100の局所ピーキング係数メトリックが両方とも適合すると、各燃料バンドルのすべてのデータがデータベースに記憶されるかまたはその他では資料として記録され、次いで、図11の方法ステップS120に進む。炉心設計図10は燃料バンドル自体の設計により関連していたが、図11が図10で決定された燃料バンドルを使用した炉心の設計により関連することに留意されたい。炉心設計が、概して、炉心荷重と、原子炉炉心内で構成されるときの燃料棒パターンとを意味することに留意されたい。図11を参照すると、方法ステップS120が、図10からの決定された使用前燃料バンドルのセットを使用して開始される。次いで、方法ステップS120に含まれる使用前燃料バンドルのセットの基づき、方法ステップS130において、最初の炉心荷重/燃料棒パターン構成が決定される。この最初の炉心荷重/燃料棒パターン構成は、顧客選好および産業的経験に基づいて炉心設計者により手動で決定され得る。次いで、方法ステップS130で決定された構成を使用して、各燃料バンドルに対して、候補の各炉心/燃料棒パターンのための炉心性能メトリックが決定される。設計者が手動で性能メトリックをシミュレータに入力することにより、炉心設計に対するクリティカルトゥクオリティCTQとみなされるすべての基準すなわち、炉心性能メトリックとして設計されるが設計に組み込まれ得ることに留意されたい。方法ステップS140での、各燃料バンドルに対する炉心性能メトリックの決定に続き、ステップS150において、原子炉のシミュレーションが行われ得る。このステップでもやはり、3次元炉心シミュレータなどの炉心シミュレータが使用されてよい。シミュレーション結果に基づき、炉心性能アウトプットが決定される。次いで、方法ステップS150の炉心性能アウトプットに基づき、方法ステップS160において炉心性能メトリックのランク付けが行われ得る。性能メトリックのこのランク付けは、設計者がシミュレータから性能アウトプットを抽出することにより、実施され得る。炉心性能のランク付けは、1濃縮度分布に基づくエネルギー性能、2反応度限界のマージン、3熱的限界のマージン、4流動パターンおよび制御棒パターンの運用性における顧客選好customerflowandcontrolrodpatternoperabilitypreferences、5照射限界のマージン、6リロードバッチサイズ、7制御板の摩擦、および、別の任意の顧客固有の制約、を含んでよい、ユーザ固有および/またはプラント固有の制限に基づいてよい。炉心設計のそれぞれの試行は、ここで決定された特定の許容度基準に従って評価され得る。方法ステップS160の炉心性能のランク付けに基づき、方法ステップS180において炉心設計者により、顧客選好および産業的経験ならびにランク付けとステップS140の炉心性能メトリックとの間での比較に基づいた、炉心性能が適合するかどうかの決定が、手動でなされ得る。方法ステップS180の炉心性能メトリックが適合しない場合、炉心シミュレータからの出力されたバンドル設計特性が、熱的マージン、エネルギーマージン、反応度マージン、または、必要となる原子炉サイクルのずれが、方法ステップ160のランク付けされた炉心性能アウトプットに基づくバンドル設計特性または炉心設計特性に起因するものかどうかを決定するのに、使用され得る。このずれがバンドル特性に起因するものである場合、方法ステップS70において、使用前燃料バンドルの最初の集団からの少なくとも1つの燃料棒タイプを変更するという修正が炉心設計者により手動で行われ、方法ステップS30、S40、S60およびS70の反復が、方法ステップS60で確認されるすべてのバンドル性能メトリックの適合性を適合させることを目的として、再び実施される。これは方法ステップS200で示されている。しかし、ずれが炉心設計特性に起因するものである場合、方法ステップS200において、元のセットからの少なくとも1つの荷重パターンまたは制御棒パターンを変更するという修正が手動で行われる。セットからの少なくとも1つの荷重パターンまたは棒パターンを変更することによる炉心設計の修正S200炉心設計の変更では、最初に、設計者が、炉心内で再配置され得る任意の潜在的なバンドルのバンドル対称性のオプションを指定することができる。バンドル対称性は原子炉内の燃料の荷重スキームを意味する。通常の対称性オプションはQuarter-CoreMirrorであり、これは、4つの対称の炉心位置のセットに、照射が等しいなどのなどの同様の特性を含むバンドルを装荷することである図6の、例えば、典型的な炉心の四分の一を参照されたい。次に、ターゲットバンドルが選択され得、移動先が選択される。ここでは、特定されるバンドルは上述したように必要となる対称性に従ってシャッフルされる。この場合、このプロセスは、上述した炉心設計の要求条件によって提示される形に炉心パターンを再装荷するために、任意/すべてのバンドルをシャッフルするように繰り返されてよい。顧客の要求に応じて、特定のバンドルはシャッフルされなくてもよい。したがって、使用前バンドルの位置は固定されたままであってもよく、すなわち、前のサイクルの周囲部からの燃料バンドルは炉心の内部へシャッフルされてなくてもよい。このようにして、荷重パターン設計における制約条件を確認しながら、クライアント固有の制限も確認することができる。方法ステップS200において炉心設計の調整が完了すると、方法ステップS150において、修正された炉心のシミュレーションが再び実施され、炉心シミュレータによって抽出されるすべての炉心性能メトリックを適合させるのに必要となる、ステップS160、S180およびS200に跨る反復が繰り返され、この適合性は方法ステップS180において炉心設計者により手動で決定される。方法ステップS180においてすべての炉心性能メトリックが適合すると、方法ステップS190に示されるようにフォーカスされた軸方向ピーキング係数を導入することにより原子炉炉心のPCI特性が評価され得る。これは、PCI評価方法2として以下で詳細に説明する。2.フォーカスされた軸方向評価および軸方向限界の決定PCI評価方法2この評価は軸方向局所ピーキング係数を考査する。というのは、軸方向局所ピーキング係数が高いと、出力増加が加速されてペレットクラッディング相互作用PCI破損が起こる可能性が高まるからである。この評価は、PCI破損の第2の緩和方法出力の増加率を低下させるに関係し、この方法は、クラッディング応力をPIC破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、または、攻撃的な分裂生成物の残量をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、出力増加を十分に遅いランプ速度で起こるようにするものである。出力増加率を低下させることにより、ランプ時にクラッディング応力が弛緩するための時間が生まれ、それによりクラッディング応力が低下する。加えて、出力増加率を低下させることにより、脆化性気体分裂生成物が解放される速度が低下し、またさらには、新たに解放される分裂生成物の攻撃性が、別の気体分裂生成物または燃料ペレットと再結合することにより減衰するための時間が生まれる。このように、出力増加率を低下させることにより、クラッディングフープ応力および攻撃性の分裂生成物の残量の両方が減少する。この評価では、原子炉炉心内のすべての燃料バンドルが図4に例えば示されるような軸方向出力分布を有する。PCI評価方法1局所ピーキング係数の評価は、ピンごとの出力を決定し、それにより設計者すなわち、原子炉設計者が設計プロセスにおいて径方向の燃料棒の限界を考慮できるようになるのに対して、この評価は、炉心内のすべてのハンドルに対して軸方向出力分布を決定する。制御板を取り外す際、燃料バンドルの縁部位置の角部に位置する燃料棒でデルタ出力が最も大きく変化する最も大きく増加するすなわち、角部/縁部位置にある燃料棒は制御板に最も接近しており、したがって、それらの燃料棒は、制御板が挿入される際は他の燃料棒よりも低い出力で運転され、逆に制御板が取り外される際は出力増加が最も大きくなる。炉心設計者は、炉心シミュレータから燃料バンドルの軸方向の出力プロファイルを抽出してピーク軸方向出力の位置と制御板の取り外し位置とを手動で比較することにより、PCIのリスクが特に高くなっている角部/縁部の燃料棒およびペレットを特定することできるようになる。これにより、設計者は、以下で詳細に説明するように、適用される個別の制限の結果に基づき、適切な軸レベルで、ペレット/ノードの濃縮度の修正を手動で組み込むことができるようになる。この評価には、ガドリニアを使用するタイプおよびガドリニアを使用しないタイプのペレットの場合の、異なる線量熱出力密度differentLinearHeatGenerationRateLHGR制限およびランプ速度制限を考慮することが含まれる。炉心内の最大LHGRは、バンドル内の所与の節平面において最も高い表面熱流束を有する燃料棒である。例えば図5に示されるように、ガドリニアおよびUO2二酸化ウランの燃料棒の熱的機械的限界は異なっており、燃料棒の構成要素および燃料バンドルの構成要素の応力、歪みおよび疲労寿命が、材料の破壊応力、限界歪み、および、素材疲労性能を超えていないかどうかを確認することができる。したがって、熱的機械的限界は、通常の原子炉状態および異常のある原子炉状態においてバンドルの健全性が維持されているかどうかを確認するための、複数の制約条件をまとめたセットであるこの制約条件には、核の加熱限界または核以外の加熱限界が含まれる。燃料生成ライン、ならびに、燃料生成ライン内の個別のUO2ピンおよびガドリニアピンの場合には、熱的機械的限界が変動する可能性があることに留意されたい。炉心設計者は、それぞれの個別の軸方向ノードに異なる熱的機械的限界を組み込むことにより、それ以外の場合では燃料破損を引き起こしてその後にPCIを引き起こす可能性がある高い節点出力を特定して回避することができるようになる。各燃料棒に対して正確な熱的機械的限界を定めることにより、炉心内のすべての燃料ピンおよび燃料タイプに対して熱的機械的限界を慎重に決定することができるようになる。また、熱的機械的限界が増加すると燃料棒の節点出力比が低下するというトレードオフが起こることを理解されたい。PCI評価方法1格子の局所ピーキング係数およびPCI評価方法2フォーカスされた軸方向評価および軸方向限界の決定は、バンドル設計および格子設計の修正のために使用され得るデータを炉心設計者に提供するのに主として使用される評価である。格子に対するこのような修正には、格子またはバンドルのUO2濃縮度分布またはガドリニア濃度のいずれかを調整することが含まれてよい。また、長期間において、すなわち、長期間の照射間隔例えば、5,000MWd/STを超える期間において、制御版可燃性毒物を含むを用いて原子炉炉心内のバンドルの出力を抑制することにより、制御板が取り外される際に局所的に急速な出力増加が起こることに留意されたい。急速な出力増加は、PCIに関連する燃料性能の問題を引き起こすことが知られており、したがって、この評価の目的には、局所的な出力のこのような急速な増加を緩和することが含まれる。概して、BWR運転の1つの完全なサイクルのシミュレーションはこの評価のために実施される。熱的マージンおよび反応度マージンを含む得られる設計パラメータは、原子炉の計画された出力、流動履歴、および、制御棒パターンの戦略に基づいて決定される。PCI評価方法1および2は、原子炉サイクル中の何時にPCIがより問題となる可能性があるかを決定するのに有利である可能がある。しかし、PCI評価方法3~5では、完全なシミュレーション中の必然的な制御板の位置の履歴を主として評価することを目的として、運転中の原子炉炉心の完全なシミュレーションが実施される。方法ステップS190の後、PCI評価方法2フォーカスされた軸方向評価および軸方向限界の決定でより詳細に説明したように、原子炉炉心内のすべてのバンドル使用前燃料、および、1回燃焼された燃料に対する軸方向ピーキング係数が方法ステップS210で評価される。PCI評価方法2のS210において、炉心内のどの軸レベル節点レベルが最も高いかを決定するために、軸方向ピーキング係数が計算される。この計算は、炉心内のすべてのバンドルに対して、所定のサイクル照射において行われる。方法ステップS210の一部として、炉心内のすべてのバンドルの軸方向評価が実施される。具体的には、炉心の位置および持続時間などの設計特性ならびにずれの大きさが、軸方向評価のずれが燃料バンドルの特性または炉心設計特性に起因するものであるかどうかを決定するのに使用される。バンドル設計の問題が該当する場合、方法ステップS70において少なくとも1つの燃料棒タイプを変更するという修正が手動で行われ、図10に示されるように、方法ステップS30、S40およびS60の反復が再び実施される。炉心設計の問題が該当する場合、荷重パターンおよび燃料棒パターンを手動で変更することにより炉心設計の修正が実施され、すべての炉心性能メトリックを適合させることを目的として、方法ステップS150、S160およびS180を通して反復が行われる。方法ステップS210におけるすべてのバンドルに対するフォーカスされた軸方向評価の後、方法ステップS220において、以下で詳細に説明するようにBOCN/EOCN-1において制御される燃料を評価するのにPCI評価方法3が使用される。3.サイクル初期BOCNおよびサイクル終了時N-1に制御状態にある燃料の評価PCI評価方法3この評価はバンドルの制御履歴を考査する。というのは、高出力運転期間の間の低出力期間の時間が増大するとPCI破損の可能性が増大するからである。この評価は第1のPCI緩和方法高出力運転の間の低出力期間の時間を短縮するに関連するものであり、制御板シーケンスの交換に最も容易に適用されると考えられる。この場合、制御される間隔が十分に短い場合、燃料ペレットおよびクラッディングの変形メカニズムが低出力においてペレット-クラッディングの隙間を実質的に閉じるくらいに十分には進行せず、したがって、前の高出力レベルに戻ってもクラッディング応力が大きく増大することがない。加えて、制御期間が十分に短いと、不十分な残量の脆化性分裂生成物が発生し、その後、高出力レベルに戻る際に解放され、それにより応力腐食割れが起こることがなくなる。設計段階において、燃料バンドル照射の完全なシミュレーションが実施される。このシミュレーションは、例えば、計画された運転戦略を使用する1つの完全な原子炉サイクルであってよい。したがって、すべての出力条件および流動条件、ならびに、計画された制御板操作がこのシミュレーションに含まれる。この評価では、炉心設計者が、サイクルN-1計画された燃料交換前のサイクルの最後のシーケンスおよびサイクルN計画された燃料交換後のサイクルの最初のシーケンスのシミュレーション中に、制御される燃料バンドルのバンドル識別番号のリストを抽出する。設計者は、リスト上の燃料組立体のうちの1つまたは複数を非制御位置に移動させるために炉心荷重を手動で修正するように選択することができる。別法として、設計者は、制御棒を炉心内の異なる位置に挿入してその特定の燃料組立体の制御を解除するために、計画された燃料棒パターンを手動で修正することができる。これにより、炉心設計者は、いずれの特定のバンドルも長期間にわたって制御されないようにすることができ、それにより、制御状態での照射controlledexposureにより起こる可能性があるPCIに関連する燃料破損が起こる可能性が低下する。この評価のアウトプットには、計画された燃料交換後の設計サイクルの開始時に制御位置で使用されるのを許容できる個別の燃料バンドルに対しての設計仕様が含まれる。この評価はまた、制御位置を許容しない燃料組立体のリストを提供する。したがって、いずれの燃料バンドルも指定された時間より長く制御されることはなく、PCIが緩和される。図6は、その第2の運転サイクルの初期の1回燃焼された燃料バンドルの例示の実施形態を含む。この燃料バンドルは、4つのバンドルの制御セルの中央に示されるノッチ8で示されるように、その時点のサイクル第2のサイクルにおいて制御位置にある。既に照射された1回または2回、燃焼された燃料バンドルのいずれに対しても、前のサイクルサイクルN-1の制御履歴が評価され得る。前のサイクルの終了時にやはり制御されていたバンドルがその時点のサイクルの初期でも制御される場合、これらの特定のリストがこの評価のアウトプットの一部となる。前のサイクルの終了時でも制御されておりかつサイクルの初期に制御されている特定のバンドルは、出力抑制特性を有する可能性が高い。したがって、このようなバンドルは、最終的に制御板が取り外されるときに出力が増大することから、潜在的なPCI破損のリスクが高い。したがって、このPCI評価方法3のメトリックはこのような状況では適合されない。方法ステップS220に続き、方法ステップS230において、サイクルNを通しての調整エンベロープを決定するのにPCI評価方法4が使用される。4.BOCにおける制御されないバンドル照射の評価PCI評価方法4この評価は燃料バンドルの制御履歴を考査する。というのは、高出力運転期間の間の低出力期間の時間が増大するとPCI破損の可能性が増大するからである。この評価はPCI評価方法3に関連し、この評価は制御板シーケンスの交換により容易に適用されると考えられる。この評価では、制御される間隔が十分に短い場合、燃料ペレットおよびクラッディングの変形メカニズムが低出力においてペレット-クラッディングの隙間を実質的に閉じるくらいに十分には進行せず、したがって、前の高出力レベルに戻ってもクラッディング応力が大きく増大することはない。加えて、制御期間が十分に短いと、不十分な残量の脆化性分裂生成物が発生し、その後、高出力レベルに戻る際に解放され、それにより応力腐食割れが起こることがなくなる。PCI評価方法3サイクル初期BOCNおよびサイクル終了時N-1の制御状態にある燃料の評価は、サイクルN-1の最後のシーケンスおよびサイクルNの最初のシーケンスで制御される燃料バンドルを特定するが、対して、PCI評価方法4は、それらのバンドルがサイクルN-1の終了時に制御されていたかどうかに関係なくサイクルNの最初のシーケンスで制御されるすべての燃料バンドルの前のサイクルでの制御時間を特定する。サイクルN-1の終了時の短い時間のみに非制御状態でありその後のサイクルNの初期に制御されるバンドルが存在するのを回避することが所望される。というのは、そのようなバンドルは、出力抑制の特性を有する可能性が高いからである。このようなバンドルは、最終的に制御板が取り外されるときに出力が増大することから、潜在的に、PCI破損の高いリスクを有する可能性がある。したがって、PCI評価方法4は、その時点のサイクルで制御されたPCI評価方法3で特定されたすべての燃料バンドルの詳細な制御履歴を調査する。PCI評価方法4:現行の方法の例示に実施形態に関連する方法ステップS230PCI評価方法4は、各バンドルが制御されていない時間を測定する。この時間が短い場合、バンドルの全制御履歴は累積的であるとみなされ得ることから、バンドルは依然として出力抑制特性を有する可能性が高い。したがって、このバンドルは、潜在的に、最終的に制御板が取り外されるときに起こる可能性がある出力スパイクによるPCI破損のリスクが高い。したがって、PCI評価方法4のメトリックはこのような状況では適合されない。この評価では、原子炉炉心内の特定の燃料バンドルによって発生されるエネルギーの尺度となり得るバンドル照射時間を決定するために、その時点のサイクルで制御されていると特定される各バンドルの非制御時間の期間が炉心シミュレータから抽出され得る。非制御バンドル照射は、以下のようにして計算され得る時間の尺度である。EXPBundle=バンドル電力MWt×日数d/バンドル重量ST式1サイクルNの最初のシーケンスで制御されるすべての燃料の非制御バンドル照射が決定され得、これは、別の運転中のBWRからの適合され得る経験データによって決定される許容される閾値と手動により比較され得る。この閾値は、過去にPCI関連の破損を引き起こしたことが知られている経験データとして適合されている値のデータベースに基づく。これにより、炉心設計者が、炉心荷重または制御棒パターンにより、許容される非制御時間の閾値を超えてすべての制御バンドル照射を維持するようにすることにより、2つの連続するサイクルの過程にわたって過度に長く任意の所与の燃料バンドルが制御されるのを回避することが可能となる。PCI評価方法3で説明したように、バンドルが非制御状態になるときに大きい出力スパイクが発生するのを回避するために燃料バンドルの制御照射を最小にすることが所望される。この評価は、PCI評価方法3と異なり、バンドルが制御された最後の時間を決定することができる。したがって、この評価は、バンドルが、サイクルN-1の終了前の比較的短い時間において非制御されずかつその後のサイクルNの初期に制御されることを確認する。PCI評価方法3と同様に、この制御間隔が十分に短い場合、燃料ペレットおよびクラッディングの変形メカニズムが低出力においてペレット-クラッディングの隙間を実質的に閉じるくらいに十分には進行せず、したがって、前の高出力レベルに戻ってもクラッディング応力が大きく増大することはない。加えて、制御期間が十分に短いと、不十分な残量の脆化性分裂生成物が発生し、その後、高出力レベルに戻る際に解放され、それにより応力腐食割れが起こることがなくなる。PCI評価方法3または4のいずれかが所定の閾値より長い制御時間を特定した場合、設計者は、炉心荷重および/または制御棒パターンを手動で変更するためにステップS200に戻ることができ、再び評価ステップを行うことができる。方法ステップS230の後、方法ステップS240において、以下で詳細に説明するようにARO前の最終的な燃料棒パターンを評価するのにPCI評価方法5が使用される。5.サイクルNにおけるAll-Rods-OutARO前の最終的な燃料棒パターンの評価PCI評価方法5この評価は各燃料バンドルの制御履歴を考査する。というのは、高出力運転期間の間の低出力期間の時間が増大するとPCI破損の可能性が増大するからである。この評価は第1のPCI緩和方法高出力運転の間の低出力期間の時間を短縮するに関連するものであり、制御板シーケンスの交換に最も容易に適用されると考えられる。制御される間隔が十分に短い場合、燃料ペレットおよびクラッディングの変形メカニズムが低出力においてペレット-クラッディングの隙間を実質的に閉じるくらいに十分には進行せず、したがって、前の高出力レベルに戻ってもクラッディング応力が大きく増大することがないことに留意されたい。加えて、制御期間が十分に短いと、不十分な残量の脆化性分裂生成物が発生し、その後、高出力レベルに戻る際に解放され、それにより応力腐食割れが起こることがなくなる。燃料バンドルの制御履歴はPCIに関連する燃料破損を防止する際の、緩和要素である。バンドルの個別の制御履歴はバンドルが吐出されるまで複数のサイクルに跨って累積的であるとみなされ得、比較的長い制御履歴を有するバンドルは出力抑制特性を有する可能性が高い。したがって、このバンドルは、潜在的に、最終的に制御板が取り外されるときに起こる可能性がある出力増加による、PCIに関連する破損のリスクが高い可能性がある。したがって、制御棒が取り外されてAll-Rods-OutARO状態になり、制御板が、中央ではない炉心の位置、または中央の周りで対称ではない炉心の位置に置かれるか、あるいは制御棒の取り外し時に出力を大きく増大させるような別の構成に置かれると、原子炉の出力が急速に増大する可能性がある。これらの制御棒を使用するAROの前に最終的な燃料棒パターンを設計することは推奨されない。原子炉の従来の運転では、制御棒をARO位置へと取り外すと、燃料棒の特定の組み合わせがPCIに関連する破損を発生させやすいことが分かっている。したがって、このような組み合わせを回避するために、それらの制御棒が炉心の中心部の周りで対称となるようにさらには炉心の高出力領域で取り外しが行われないようにするために、サイクルのNの最終的な制御棒パターンが手動で考査される。これにより、炉心設計者は、最終的な制御棒パターンを取り外すときに起こるPCIに関連する燃料破損の可能性が低下する。この評価のアウトプットは、この最終的な制御棒パターンの許容度の単純な離散的な測定である。この制御棒パターンは許容されない場合、設計者は、制御棒パターンを手動で変更するためにステップS200に戻ることができ、再び評価ステップを行うことができる。方法ステップS240の後、方法ステップS250において、サイクルNを通しての調整エンベロープを評価するのにPCI評価方法6が使用される。6.サイクルNを通しての調整エンベロープの評価PCI評価方法6PCI評価方法6は、ペレットクラッディング相互作用破損の可能性を低下させるために調整エンベロープを考査する。この評価はPCI破損の第2の緩和方法に関係し、この方法は、クラッディング応力をPIC破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、または、攻撃的な分裂生成物の残量をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、出力増加を十分に遅いランプ速度で起こるようにする。出力増加率を低下させることにより、ランプ時にクラッディング応力が弛緩するための時間が生まれ、それによりクラッディング応力が低下する。さらに、出力増加率を低下させることにより、脆化性気体分裂生成物が解放される速度が低下し、またさらには、新たに解放される分裂生成物の攻撃性が、別の気体分裂生成物または燃料ペレットと再結合することにより減衰するための時間が生まれる。このように、出力増加率を低下させることにより、クラッディングフープ応力および攻撃性の分裂生成物の残量の両方が減少する。PCIの緩和は、これまで、ソフトな運転を実施することを介して行われていた。ソフトな運転の実施には、シーケンスの交換を頻繁に行うこと、低い出力で制御板の移動を行うこと、および、出力の閾値を使用し、閾値の出力レベル、出力ランプ速度を超える出力レベルで運転している場合には運転を調整し、また、調整されたエンベロープ未満の出力で運転している場合には出力を元の状態に戻すこと、が含まれる。PCIを緩和する運転を実施するための有益な方法は、特に、長い期間の低出力運転の後に、制御された出力増率ランプ速度で出力をソフトに増大させることであってよい。ソフトな出力増加の特徴には以下のものが含まれる:1クラッディングフープ応力または新たに解放される脆化性反応生成物の残量あるいはその両方が指定された限界値未満となるようにするための、LHGR出力の閾値または前の調整されたエンベロープ、ならびに、2閾値または調整エンベロープを超える指定される出力増加率。したがって、この評価は、対象となるサイクルを通したPCI調整エンベロープを決定する。エンベロープ内にどのくらいのマージンがあるかを決定するために、サイクル全体を通して炉心設計が評価される。定められた期間だけ出力増加状態を維持することにより調整閾値が確立され得、この調整閾値はシミュレーション中に定期的に更新され得る。すべての燃料バンドルのためのすべてのノードがこれらの閾値と手動で比較される。例えば、調整閾値はサイクルの過程を通して一週間ごとに更新されてよい。設計者は、この情報に基づき、閾値に達するような、すなわち、前の調整された出力レベルを超える大きな増加を引き起こすような電力変化がどのくらの頻度またはどのくらいの程度で起こっているかを決定することができる。次いで、設計者は、これらのサイクルのポイントを潜在的なリスクとして特定することができ、さらに、PCIに関連する燃料破損が起こる可能性を低下させるためにステップS70またはS200に戻ることができ、さらに、所望される場合はLHGRを低下させるために再設計を行うことができる。シミュレーション中、燃料が運転状態に入る前に、燃料を保護するために任意選択のLHGR閾値が使用され得る。図7は、所与のバンドルまたはノードのための予備調整閾値および2つの任意選択のLHGR閾値オプションAまたはBを含む例示の出力履歴を示している。オプションAまたはBはピークペレット照射およびピークノード照射に基づくLHGR閾値であり、したがって、シミュレーション中に変更されたり更新されたりしない。オプションAは、燃料組立体設計特性および産業データベース値に基づくLHGR閾値である。オプションBは、燃料組立体設計特性、産業データベース、および、予想される燃料組立体の運転履歴に基づく、より保守的なLHGR閾値である。いずれかのオプションが、特定のPCIリスク管理の要求条件およびプラントの戦略、ならびに/または、顧客選好に応じて、使用され得る。予備調整閾値はオプションAまたはBの閾値を超える追加の制約であり、燃料の位置の履歴の検討事項、さらには、燃料のエネルギーおよび性能の検討事項を含む。ノードがオプションAまたはBの閾値を超えるように運転される場合、ノードは低速で各出力を増大させるようにランプアップされるべきであることが推奨される。ノードが既にその出力である場合、予備調整閾値によりノードがランピングすることなくその出力に戻ることが可能となる。予備調整閾値はノード出力がオプションAまたはBの制限を越えるときのみ導入される。オプションAまたはBの閾値未満では、ノード出力は速度に関して制限なしで任意の速度で増加または減少することができる。これらの閾値を超えると、予備調整閾値を導入することが推奨される。この評価ステップにより、炉心内のすべての燃料組立体のノード出力履歴を提供する。設計者は、任意の個別の燃料組立体を選択することにより、このノード出力履歴を見ることが可能となり、オプションAの閾値、オプションBの閾値および予備調整閾値に対してこの履歴を手動で比較することが可能となる。燃料組立体のノード出力が任意選択の3つのすべての閾値より低い場合、燃料バンドル設計および炉心設計は許容され得るとみなされ得る。燃料組立体のノード出力がこれらの閾値のうちの1つを超えると、設計者が、この出力された特性によりPCIリスクがどの程度高まるのかに関する決定を行う。設計者が、顧客選好および産業的経験に基づいてリスクレベルが許容できないと決定した場合、設計者は、バンドル設計または炉心設計の変更を手動で行うためにステップS70またはS200に戻ることができ、評価ステップを再び行うことができる。方法ステップS250の後、方法ステップS260において、以下で詳細に説明するように各燃料バンドルの出力履歴を評価するのにPCI評価方法7が使用される。7.燃料バンドルおよびノードの出力履歴の評価PCI評価方法7PCI評価方法7は、ペレットクラッディング相互作用破損の可能性を低下させるために、燃料バンドルおよびノードの出力履歴を考査する。これは、PCI破損の第2の緩和方法に関係し、この方法は、クラッディング応力をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、または、攻撃的な分裂生成物の残量をPCI破損のために必要となる限界レベル未満に維持するために、出力増加を十分に遅いランプ速度で起こるようにする。出力増加率を低下させることにより、ランプ時にクラッディング応力が弛緩するための時間が生まれ、それによりクラッディング応力が低下する。さらに、出力増加率を低下させることにより、脆化性気体分裂生成物が解放される速度が低下し、またさらには、新たに解放される分裂生成物の攻撃性が、別の気体分裂生成物または燃料ペレットと再結合することにより減衰するための時間が生まれる。このように、出力増加率を低下させることにより、クラッディングフープ応力および攻撃性の分裂生成物の残量の両方が減少する。この評価は、その後のピーク出力が、バンドルの運転履歴によって記録されている以前のいずれのピーク出力も超えないようにすることを目的として、各燃料バンドルの出力履歴を決定する。というのは、運用経験によりこれがPICタイプの破損に対する先行要因であることが示されているからである。燃料棒の出力がその履歴上の予備調整されたレベルを超えるように増大すると、クラッディングでその運転ライフタイムで最大の応力増加が起こり、脆化性分裂生成物の解放もやはり最大化される可能性がある。この評価は概して以下のように詳説される。A運転の初日の開始時に、すべての燃料バンドルおよびすべてのノードのための出力履歴を生成する。Bすべてのグループの燃料棒パターンの変更前および変更後に、さらには、制御棒位置のすべての変更後に、すべてのノード照射データ、ノード出力データおよび制御履歴データを保管する。Cノード出力およびノード照射の履歴データを保管することにより、燃料のライフタイムを通して、すべてのノードに対して、炉心のための出力履歴を追尾する。DPCI評価方法6サイクルNを通しての調整エンベロープの評価で詳説したように、各燃料バンドルのための閾値を決定する。この閾値はkW/ftであってよく、ノード照射の関数であってよい。E照射状態点ノード出力履歴データおよび照射履歴データが収集/保管される点ごとに、前の状態点から出力が増加したすべてのノードのためのウォーターフォール照射間隔を計算する。ウォーターフォール照射間隔は、出力履歴グラフを90度回転させ、地面に当たる前に水滴がどのくらいの距離落下するのかを決定することにより、図的に計算され得る例えば、図8の例示の出力履歴グラフ、および、図9の、90度回転されたウォーターフォール照射グラフを参照されたい。図9に示されるように、これらのウォーターフォール照射40は、燃料バンドルの出力レベルが最後にその最新の出力レベル以上になってから継続時間を表す。ノードが制御されている場合には出力レベルがゼロであるとみなされることに留意されたい。F次いで、各バンドルに対してPCIスレットPCIthreatの数値を割り当てることにより、PCI傾向に関連させてウォーターフォール照射データが評価され得る。この数値の割り当ては炉心設計ごとに異なっていてよく、以下の実施形態は、これが実現され得るような一手法を示している。i.10GWd/ST未満の照射を有するすべてのノードは0.0のPCIスレットが割り当てられてよい。ii.42GWd/ST未満のノード照射と、許容される閾値レベルまたは、その前の調整されたエンベロープ値を超えるピーク燃料棒値kW/ftとを有するすべての個別のノードは、PCIスレットを有してよい。このスレットは、ノード内のピーク燃料棒およびウォーターフォールノード照射間隔の関数である。ノード内のピーク燃料棒値kW/ftが高くなり、ウォーターフォール照射間隔が長くなると、PCIスレットレベルが高くなる。スレットレベルは以下の式で決定され得る。スレット=ピークノードkW/ftの結果-閾値kW/ft-1.0kW/ft×2ウォーターフォール照射GWd/ST/1.0kW/ft/MWd/ST式2したがって、相対的なスレットレベルは、デルタノード出力、ノード出力、照射、および、ウォーターフォール照射の関数であってよい。この関係式の一例を上で説明したが、別の同様の実施形態に存在するようにも示され得る。GすべてのPCIスレット値が、必要に応じて調整を行うときに、またはさらには損傷指標のランク付けdamageindexrankingを用いて評価を行うとき、炉心設計者が使用することができる燃料バンドルおよびノードを特定するのに使用され得る。損傷指標のランク付けはスレットレベルの範囲として定義される。例えば、低い損傷指標のランク付けは、10.0未満の計算されたスレット結果であってよい。中間の損傷指標のランク付けは、10.0と150.0との間の計算されたスレッド結果であってよく、高い損傷指標のランク付けは、150.0を超える計算されたスレット結果であってよい。これらの値はプラント特性および燃料特性ならびに顧客選好に基づいて画定されることから、すべての数値が単に例であることに留意されたい。また、損傷指標のランク付けは、炉心が設計されて既に運転された後のオンラインデータを用いても計算され得る。この時点で、潜在的なPCIを特定するのに、さらには必要に応じて運転の調整を実施するのに、これらのPCIスレット値が使用され得る。方法ステップS260での出力履歴の評価の後、方法ステップS190PCI評価方法1、方法ステップS210PCI評価方法2、方法ステップ22PCI評価方法3、方法ステップS230PCI評価方法4、方法ステップS240PCI評価方法5、方法ステップS250PCI評価方法6および方法ステップS260PCI評価方法7のすべてのPCIメトリックスが適合しているかどうかについての決定がなされる。すべてのメトリックが適合してない場合、ずれがバンドル特性または炉心特性に起因するかどうかを決定するために、炉心シミュレータの出力された特性が使用され得る。ずれが方法ステップS200の炉心特性である場合、炉心設計のさらなる修正が、炉心荷重または燃料棒パターンに対する少なくとも1つの修正を行うことによってなされ得、その後、すべての炉心性能メトリックを適合させることを目的として方法ステップS150、S160およびS180が反復される。ずれが燃料バンドル特性である場合、方法ステップS70において少なくとも1つの燃料棒タイプの変更がなされ得、すべてのバンドル性能メトリックを適合させることを目的として方法ステップS30、S40およびS60が反復される。方法ステップS70における燃料バンドルに対する修正の後、この方法は、PCIを緩和するためのPCI評価方法1~7方法ステップS80、S190、S210、S220、S230、S240、S250およびS260を再び使用するために図10および11に示されるプロセスの残りを引き続き進行させるまた、同様に、炉心設計の修正が方法ステップS200において実地される場合、そのような修正の後、このプロセスは、方法ステップS190、S210、S220、S230、S240、S250およびS260を含んでよい図11の残りの方法ステップを再び反復してよい。方法ステップS260において、PCIメトリックのすべてが適合されると燃料バンドル設計および炉心設計すなわち、PCI評価方法1~7のすべてによって決定された場合、方法ステップS280において、炉心設計およびすべての使用前燃料の個別の燃料バンドル設計が記憶され得、燃料設計および炉心設計が性能メトリックおよびPCI緩和のために最適化される。それにより、原子炉炉心がこの設計を使用して運転され得るようになる。図10および11に示される例示の実施形態を説明してきたが、これらの図に含まれるステップのすべてが、特にPCI評価方法1~7に関連する場合は、図に示される順序で実施される必要がないことを理解されたい。また、PCI評価方法はすべてが実施されなければならないわけではない。運転前または運転中の、設計プロセスが既に行われた原子炉炉心についても、重要なPCI関連特徴および提供された炉心設計およびバンドル設計の結果を決定するためにやはりPCI評価方法1~7が実施され得る。評価方法を炉心運転に適用する入力は、計画された運転の代わりに実際の測定値に基づく。このような場合、PCIメトリックは、提供された燃料バンドル設計および炉心設計すなわち、PCI評価方法1~7のすべてに適合されなくてよく、燃料設計および炉心設計は性能メトリックおよびPCI緩和のための最適化されてなくてよい。しかし、PCI評価方法1~7によって計算された情報が、PCIのためのリスク管理戦略を決定するための適切なデータを設計者およびプラントに提供する。上で説明したように、説明される方法の例示の実施形態は、コンピュータシステムにアクセス可能な内部のユーザと外部のユーザとの間の通信を可能にするネットワークを備えるコンピュータ上またはコンピュータシステム上で動作するよく知られている任意の3次元炉心シミュレータを使用して実施され得る。例示の実施形態を実装することができるコンピュータ構造の例示の実施形態を以下で説明する。例示の実施形態を実装するためのコンピュータシステム図12は、本発明による方法および例示の実施形態を実装するための構成300を示している。図12を参照すると、構成300は内部メモリ320と通信するプロセッサ310を含んでよく、これは、コンピュータシミュレータを動作させるのに使用されるデータを保管するデータベースを含んでよい。プロセッサ310は中央の連結部を表しており、3次元炉心シミュレータソフトウェアがこの中央の連結部から実装され得、この中央の連結部には、グラフィカルユーザインターフェースGUIとブラウザ機能とを含むことができ、すべての計算を指示し、シミュレータソフトウェアを稼動させるのに必要となるデータにアクセスする。例えば、プロセッサ310は、現在入手可能なPENTIUM登録商標プロセッサなどの従来のマイクロプロセッサを用いて構築されてよい。構成300はネットワークとして具体化され得る。プロセッサ310は、暗号化された128ビットのセキュアソケットレイヤーSSL接続部325などの暗号化された適切な通信媒体を介して内部ユーザおよび外部ユーザ330の両方がアクセスするためのネットワーク上のアプリケーションサーバ315点線で示されるの一部分であってよいが、本発明は暗号化された通信媒体のみに限定されない。以下では、ユーザという用語は内部ユーザおよび外部ユーザの両方を意味することできるものとする。ユーザはネットワークに通じることができ、キーボード、マウス、タッチスクリーン、ボイスコマンドなどの適切な入力デバイス、および、ウェブベースのインターネットブラウザなどのネットワークインターフェース333を使用して、パーソナルコンピュータ、ラップトップ、パーソナルデジタルアシスタントPDAなどの任意の1つからインターネットを介してデータまたはパラメータを入力することができる。また、このようなネットワーク上のプロセッサ310は、例えば適切なローカルエリアネットワークLAN335接続部を介して内部ユーザがアクセス可能であってよい。PDA、PCなどのユーザ330の表示デバイスなどの適切な端末ユニット上に表示されるグラフィカルインフォメーションは、128ビットのSSL接続部325またはLAN335を介して通信され得る。例えば、ユーザ330は、そのユーザの原子炉のための燃料バンドル構成または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か、または、本発明の例示の実施形態を使用して炉心設計を開発するために原子炉プラント側から雇われた供給業者か、あるいは、本発明の例示の実施形態によって発せられる情報を受け取るかまたは使用する権利を有する任意の別のユーザ、のうちのいずれかであってよい。プロセッサ310は暗号サーバ360に動作可能に接続され得る。したがって、プロセッサ301は、構成300を外部の機密保護違反から保護するためのファイアウォールを確立するために、この暗号サーバ360を使用してすべての機密保護機能を実装することができる。また、暗号サーバ360は、例示の実施形態による方法および構成300によって実装されるプログラムの上位装置として働くウェブサイトに登録されているすべてのユーザのすべての個人情報を保護することができる。プロセッサ310がネットワーク上のアプリケーションサーバの一部である場合、構成要素間を接続するのに、例えば、多くのコンピュータアーキテクチャで標準的である周辺構成要素相互接続peripheralcomponentsinterconnectPCIバス340などの、従来のバスアーキテクチャが使用され得る。このようなバスを実装するために、VMEBUS、NUBUS、アドレスデータバス、RAMバス、DDRダブルデータレートバスなどの、代替のバスアーキテクチャも当然使用され得る。プロセッサ310は、ソフトウェアまたはブラウザ内で具体化され得るGUI345を含むことができる。ブラウザは、構成300のユーザにインターフェースを提供ししたがってユーザが対話することができるソフトウェアデバイスである。ブラウザは、ユーザインターフェースの構成要素例えば、ハイパーテキスト、ウィンドウなどおよび写真をフォーマットおよび表示する役割を有する。ブラウザは、通常、標準的なハイパーテキストマークアップ言語HTMLによって制御および命令される。加えて、または別法として、より詳細なユーザインタラクションを必要とするような、GUI345の制御流れ内のいずれの決定も、JavaScript登録商標を使用して実装され得る。これらの言語のいずれも、一実装形態の特定の細部のためのカスタマイズまたは適合され得、また、イメージは、よく知られているJPG、GIF、TIFFおよび別の標準化された圧縮技術を使用してブラウザ内に表示され得、また、GUI145では、XML言語,home-brew言語、または、別の知られている非標準化言語および技術などの、別の非標準化言語および圧縮技術が使用され得る。上で言及したように、プロセッサ310は、以下でさらに詳細に説明されるように、3次元炉心シミュレータと併せて、メモリ320内で保管されるデータを発生させることができるすべてのシミュレーションを実行することができる。このデータは、プロセッサ310の管理下でGUI345を介して適切なディスプレイ上に表示され得る。メモリ320は、プロセッサ310と一体であってよく、外部にあってもよく、データベースサーバとして構成されてもよく、および/または、プロセッサ310がアクセス可能であってよいリレーショナルデータベースサーバ内に構成されてもよい。別法として、プロセッサ310がシミュレーションを実施する代わりに、プロセッサ310は、例えばシミュレーションを実行するためのWindows登録商標2000サーバとして具体化され得る複数の計算サーバ350に指示してもよい。例示の実施形態を説明してきたが、この例示の実施形態が多くの手法で変更され得ることを明白である。このような変更は例示の実施形態の意図される精神および範囲から逸脱するものとみなされるべきではなく、また、当業者に明白であろうすべての修正形態は、以下の特許請求の範囲の範囲内に含まれることが意図される。"