УСОВЕРШЕНСТВОВАННАЯ НЕЙТРОННАЯ СИСТЕМА

1. Интерфейс моделирования ядерного реактора, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, при выполнении которых посредством вычислительного устройства осуществляется способ, включающий:
получение данных моделирования ядерного реактора;
получение данных симуляции ядерного реактора;
анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и
стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, где стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа.
2. Система моделирования ядерного реактора, содержащая: интерфейс моделирования, настроенный на:
получение данных моделирования ядерного реактора;
получение данных симуляции ядерного реактора;
анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и
стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных;
симулятор, соединенный с интерфейсом моделирования и настроенный на генерирование данных симуляции для интерфейса моделирования; и
базу данных, соединенную с интерфейсом моделирования и настроенную на получение стандартизированных данных, посредством которой стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа.
3. Интерфейс моделирования системы, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, при выполнении которых посредством вычислительного устройства осуществляется способ, включающий:
получение данных моделирования, представляющих первую часть системы;
получение данных симуляции от симулятора, способного симулировать первую часть системы из первого набора параметров симуляции;
анализ данных моделирования и данных симуляции для генерирования промежуточных данных, представляющих вторую часть системы;
поддержание абстрактной модели данных, представляющей определенное состояние системы и характеризующейся данными моделирования, данными симуляции и промежуточными данными; и
стандартизацию данных, представляющих состояние системы, для передачи в базу данных, посредством которой стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа системы.
4. Интерфейс по п. 3, отличающийся тем, что промежуточные данные являются вторым набором параметров симуляции для симулятора.
5. Интерфейс по п. 3, отличающийся тем, что промежуточные данные являются данными моделирования, представляющими вторую часть системы.
6. Интерфейс по п. 3, отличающийся тем, что система является ядерным реактором и абстрактная модель данных является абстрактной моделью ядерного реактора.
7. Интерфейс моделирования ядерного реактора, содержащий материальный машиночитаемый носитель, содержащий сохраненные на нем команды, при выполнении которых посредством вычислительного устройства осуществляется способ, включающий:
получение данных моделирования ядерного реактора;
получение данных симуляции ядерного реактора;
анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора;
стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, посредством которой стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и
предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.
8. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что данные моделирования включают материальные данные ядерного реактора.
9. Интерфейс по п. 8, отличающийся тем, что материальные данные содержат по меньшей мере один элемент данных, выбранный из данных о топливе, структурных данных, защитных данных, данных об охладителе, данных об изотопе, данных регулятора и данных о циклических нагрузках.
10. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что данные моделирования принимаются из файла.
11. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.
12. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что данные моделирования содержат геометрию части модели ядерного реактора.
13. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, где данные моделирования содержат часть данных о производительности ядерного реактора.
14. Интерфейс по п. 13, отличающийся тем, что данные о производительности относятся по меньшей мере к одному параметру, выбранному из переполнения топливного элемента, израсходования топлива, отвода продуктов деления, исключения охладителя и отвода газообразных продуктов деления.
15. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает получение данных симуляции от нейтронного симулятора.
16. Интерфейс по п. 15, отличающийся тем, что нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.
17. Интерфейс по п. 16, отличающийся тем, что инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).
18. Интерфейс по п. 15, отличающийся тем, что нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.
19. Интерфейс по п. 18, отличающийся тем, что инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.
20. Интерфейс по п. 15, отличающийся тем, что нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.
21. Интерфейс по п. 20, отличающийся тем, что нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.
22. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает получение части данных симуляции от термогидравлического симулятора.
23. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает получение части данных симуляции ядерного реактора от симулятора характеристик материала.
24. Интерфейс по любому из пп. 1, 3 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает определение и поддержание абстрактной модели ядерного реактора в объектно-ориентированной среде программирования.
25. Интерфейс по п. 24, отличающийся тем, что абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.
26. Интерфейс по п. 25, отличающийся тем, что структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, которые присутствуют в структуре данных ядерного реактора.
27. Интерфейс по п. 26, отличающийся тем, что одна или несколько сборочных структур содержат одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.
28. Интерфейс по п. 27, отличающийся тем, что блочная структура содержит одну или несколько переменных материала, включающих плотность, поток и эффективность.
29. Интерфейс по любому из пп. 1, 6 и 7, отличающийся тем, что этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которых достаточно для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.
30. Интерфейс по любому из пп. 1, 6 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает этап получения данных моделирования ядерного реактора через графический интерфейс пользователя (GUI).
31. Интерфейс по п. 30, отличающийся тем, что GUI содержит ниспадающее меню, при этом пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.
32. Интерфейс по любому из пп. 1, 6 и 7, отличающийся тем, что способ дополнительно включает этап просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора с использованием графического интерфейса пользователя (GUI).
33. Интерфейс по п. 32, отличающийся тем, что GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных моделирования ядерного реактора.
34. Интерфейс по п. 32, отличающийся тем, что GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления анализом данных моделирования и данных симуляции.
35. Система моделирования ядерного реактора, содержащая:
интерфейс моделирования, настроенный на:
получение данных моделирования ядерного реактора;
получение данных симуляции ядерного реактора;
анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора; и
стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных;
симулятор, соединенный с интерфейсом моделирования и настроенный на генерирование данных симуляции для интерфейса моделирования;
базу данных, соединенную с интерфейсом моделирования и настроенную на получение стандартизированных данных, посредством которой стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и
интерфейс связи, соединенный с базой данных и системой управления реактором и настроенный на предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.
36. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что данные моделирования содержат материальные данные ядерного реактора.
37. Система по п. 36, отличающаяся тем, что материальные данные содержат по меньшей мере один элемент данных, выбранный из данных о топливе, структурных данных, защитных данных, данных об охладителе, данных об изотопе, данных регулятора и данных о циклических нагрузках.
38. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что данные моделирования принимаются из файла.
39. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что данные моделирования принимаются через графический интерфейс пользователя.
40. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что данные моделирования содержат геометрию части модели ядерного реактора.
41. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что данные моделирования содержат данные о производительности ядерного реактора.
42. Система по п. 41, отличающаяся тем, что данные о производительности относятся по меньшей мере к одному параметру, выбранному из переполнения топливного элемента, выгорания топлива, отвода продуктов деления, исключения охладителя и отвода газообразных продуктов деления.
43. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что симулятора является нейтронным симулятором.
44. Система по п. 43, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор является инструментом стохастической симуляции.
45. Система по п. 44, отличающаяся тем, что инструмент стохастической симуляции является инструментом симуляции на основе кода переноса Ν-частицы Монте-Карло (MCNP).
46. Система по п. 43, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор является инструментом детерминированной симуляции.
47. Система по п. 46, отличающаяся тем, что инструмент детерминированной симуляции является инструментом симуляции REBUS.
48. Система по п. 43, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор взаимодействует с симулятором выгорания топлива.
49. Система по п. 48, отличающаяся тем, что нейтронный симулятор и симулятор выгорания топлива итерационно работают вместе для производства зависящих от времени данных симуляции ядерного реактора.
50. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что симулятор является термогидравлическим симулятором.
51. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что симулятор является симулятором характеристик материала.
52. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что абстрактная модель ядерного реактора определяется и поддерживается в объектно-ориентированной среде программирования.
53. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что абстрактная модель ядерного реактора содержит структуру данных ядерного реактора.
54. Система по п. 53, отличающаяся тем, что структура данных ядерного реактора дополнительно содержит одну или несколько сборочных структур, характерных для компонентов, присутствующих в структуре данных ядерного реактора.
55. Система по п. 54, отличающаяся тем, что сборочная структура содержит одну или несколько блочных структур, характерных для материалов, присутствующих в сборочной структуре.
56. Система по п. 55, отличающаяся тем, что блочная структура содержит одну или несколько переменных материалов, включающих плотность, поток и эффективность.
57. Система по любому из пп. 2 и 35, отличающаяся тем, что этап стандартизации дополнительно включает определение структурных, поведенческих или порождающих шаблонов в объектно-ориентированной среде, которых достаточно для описания состояния модели ядерного реактора в определенный момент времени.
58. Система по любому из пп. 2 и 35, дополнительно содержащая средство просмотра данных, соединенное с базой данных, позволяющее многомерную визуализацию абстрактной модели ядерного реактора.
59. Система по любому из пп. 2 и 35, дополнительно содержащая графический интерфейс пользователя (GUI), соединенный с интерфейсом моделирования.
60. Система по п. 59, где GUI получает данные моделирования.
61. Система по п. 59, отличающаяся тем, что GUI содержит ниспадающее меню, при этом пользователь может выбрать модели, представляющие ядерный реактор, сборку, представляющую часть ядерного реактора, или блок, представляющий часть сборки.
62. Система по любому из пп. 2 и 35, дополнительно содержащая графический интерфейс пользователя (GUI), при этом GUI используется для просмотра текущего состояния абстрактной модели ядерного реактора.
63. Система по п. 62, отличающаяся тем, что GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством модификации или дополнения полученных данных ядерного реактора.
64. Система по п. 62, отличающаяся тем, что GUI настроен на взаимодействие в реальном времени с абстрактной моделью ядерного реактора посредством управления работой симулятора.
65. Способ управления реактором ядерного деления, включающий:
получение данных моделирования ядерного реактора;
получение данных симуляции ядерного реактора;
анализ данных моделирования и данных симуляции для поддержания абстрактной модели ядерного реактора, представляющей определенное состояние ядерного реактора;
стандартизацию данных, представляющих абстрактную модель ядерного реактора, для передачи в базу данных, посредством которой стандартизированные данные сохраняются для последующего анализа; и
предоставление стандартизированных данных в систему управления реактором.
66. Способ по п.65, дополнительно включающий управление реактором ядерного деления в ответ на предоставление стандартизированных данных.
67. Способ по п. 66, отличающийся тем, что управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает определение исправлений в локальной нейтронной реактивности управляемого реактора ядерного деления для возвращения управляемому реактору ядерного деления необходимого рабочего параметра.
68. Способ по п. 67, отличающийся тем, что необходимый рабочий параметр включает необходимые локальные температуры во время работы реактора на мощности.
69. Способ по п. 67, отличающийся тем, что определение исправлений в локальной нейтронной реактивности управляемого реактора ядерного деления для возвращения управляемому реактору ядерного деления необходимого рабочего параметра включает генерирование сигнала управления, указывающего на необходимое исправление в локальной нейтронной реактивности.
70. Способ по п. 66, отличающийся тем, что управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает управление воздействующими на нейтрон элементами.
71. Способ по п. 70, отличающийся тем, что воздействующие на нейтрон элементы содержат по меньшей мере один элемент, выбранный из управляющих стержней и предохранительных стержней.
72. Способ по п. 66, отличающийся тем, что управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает генерирование сигналов управления для упорядочивания изменений в потоке охладителя в управляемом реакторе ядерного деления.
73. Способ по п. 72, отличающийся тем, что генерирование сигналов управления для упорядочивания изменений в потоке охладителя в управляемом реакторе ядерного деления включает генерирование по меньшей мере одного сигнала управления, выбранного из упорядоченных изменений в работе насоса подачи охладителя реактора, упорядочение изменений в положениях клапана в системе охлаждения реактора и упорядочение изменений в положениях клапана в системе подачи пара, упорядочение изменений в положениях прерывателя электрической цепи для прерывателей подачи питания на насос подачи охладителя реактора, а также упорядочение изменений в положениях прерывателя электрической цепи для выходных прерывателей паротурбогенератора.
74. Способ по п. 66, отличающийся тем, что управление реактором ядерного деления в ответ на предоставленные стандартизированные данные включает управление потоком охладителя реактора для управления общими температурами и локальными температурами в ответ по меньшей мере на одну мощность, выбранную из общей тепловой мощности реактора и локальной тепловой мощности реактора.
75. Способ по п. 65, дополнительно включающий предоставление оператору информации, указывающей на действия для управления реактором ядерного деления на основании операционных данных от управляемого реактора ядерного деления и стандартизированных данных.