本发明涉及核裂变核反应堆，以及相关的系统、应用和装置。
技术实现要素：
例示性实施例做准备用于运行核反应堆以及模拟核反应堆的运行，并且包括反应堆内的材料的移动。例示性实施例和各方面非限制性地包括核裂变反应堆和反应堆模块（包括模块式核裂变反应堆和反应堆模块）、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、和模块式核裂变爆燃波反应堆和模块、运行包括上述的核反应堆和模块的方法、模拟运行包括上述的核反应堆和模块的方法等。
上面的发明内容只是例示性的，而决不旨在限制本发明的范围。除了上述的例示性方面、实施例和特征之外，通过参考附图和如下详细描述，进一步的各方面、实施例和特征将变得明显。
附图说明
纳入本文中和形成本说明书的一部分的附图图示了本发明，并且与本描述一起，进一步用于说明本发明的原理，以及使相关领域的普通技术人员能够构建和使用本发明。
图1A示意性地图示了示例性核裂变反应堆；
图1B是例示性模块式核裂变爆燃波反应堆的示意形式的透视图；
图1C示意性地图示了示例性流体冷却；
图2A和2B示意性地图示了示例性核裂变燃料组件；
图3示意性地图示了示例性非邻接核裂变燃料材料；
图4示意性地图示了示例性模块式核裂变燃料芯；
图5A和5B示意性地图示了示例性中子影响结构；
图6A和6B示意性地图示了材料的示例性核辐射和移动；
图7A到7C示意性地图示了核反应性的示例性温度控制；
图8A到8C示意性地图示了示例性栅元（cell）和栅元组；
图9图示了示例性裂变产额曲线；
图10示意性地图示了示例性反应堆控制系统；以及
图11-22是与模拟和/或控制核反应堆相联系的例示性方法的流程图。
现在将参考附图对本发明加以描述。在附图中，相同标号可能指示相同或相似元件。另外，标号的最左边数字可能标识标号首次出现的附图。
具体实施方式
引言
在如下详细描述中，将参考形成其一部分的附图。在这些附图中，一般说来相似的符号标识相似的部件，除非上下文另有规定。描述在详细描述、附图和权利要求书中的例示性实施例并不意味着限制本发明的范围。可以不偏离本文展示的主题的精神或范围地利用其它实施例，以及可以作出其它改变。
要懂得的是，详细描述部分而不是总结部分和摘要部分打算用于解释权利要求书。总结部分和摘要部分可能阐述了如本发明人所设想的本发明的一个或多个但不是全部示例性实施例，因此，决不是打算限制本发明和所述权利要求书。
虽然讨论了特定配置和安排，但应该明白，这样做只是为了例示的目的。相关领域的普通技术人员应该认识到，可以不偏离本发明的精神和范围地使用其它配置和安排。对于相关领域的普通技术人员来说，显而易见，本发明也可以用在各种其它应用中。本发明的范围不局限于所公开的实施例。本发明的范围由所附的权利要求书限定。
提及“一个实施例”、“实施例”、“这个实施例”、和“示例性实施例”等指的是所述的实施例可以包括特定特征、结构、或特性，但每个实施例未必包括特定特征、结构、或特性。此外，这样的措词未必指同一实施例。并且，当结合一个实施例描述特定特征、结构、或特性时，不言而喻，无论是否明确描述，结合其它实施例实现这样的特征、结构、或特性都在本领域的普通技术人员的知识范围之内。
在一些情况下，一个或多个部件在本文中可能被称为“配置成”，“可配置成”，“可起......作用/起......作用”，“适用于/可适用于”，“能够”，“可依照/依照”等。本领域的普通技术人员应该认识到，这样的术语（例如，“配置成”）一般可以包含活动状态部件、非活动状态部件和/或等待状态部件，除非上下文另有要求。
本领域的普通技术人员应该认识到，现有技术已经进步到在系统的各个方面的硬件、软件和/或固件实现之间几乎没有什么差别的阶段；硬件、软件和/或固件的使用一般（但未必，因为在某些背景下，在硬件与软件之间作出选择仍然有意义）是代表在成本与效率之间权衡的设计选择。本领域的普通技术人员应该懂得，存在可以实现本文所述的进程、系统和/或其它技术的各种工具（例如，硬件、软件和/或固件），并且优选工具随部署进程、系统和/或其它技术的背景而变。例如，如果实现者确定速度和精度是至关重要的，则实现者可以选择主要硬件和/或固件工具；另一方面，如果灵活性是至关重要的，则实现者可以选择主要软件实现；或者，再一方面，实现者可以选择硬件、软件和/或固件的某种组合体。因此，存在可以实现本文所述的进程、设备和/或其它技术的几种可能工具，没有一种工具天生就优于其它工具，因为要利用的任何工具都是取决于任何一种都可能变化的部署工具的背景和实现者的特别关注（例如，速度、灵活性或可预见性）的选项。本领域的普通技术人员应该认识到，实现的光学方面通常应用与光学有关的硬件、软件和/或固件。
上面的详细描述通过使用方块图、流程图和/或例子阐述了设备和/或进程的各种实施例。在这样的方块图、流程图和/或例子包含一种或多种功能和/或操作的情况下，本领域的普通技术人员应该懂得，可以通过形形色色的硬件、软件、固件、或它们的几乎任何组合体单独和/或一起实现这样方块图、流程图和/或例子内的每种功能和/或操作。在实施例中，本文所述的主题的几个部分可以通过专用集成电路（ASIC）、现场可编程门阵列（FPGA)、数字信号处理器（DSP）或其它集成形式来实现。但是，本领域的普通技术人员应该认识到，本文公开的实施例的一些方面可以在集成电路中全部地或部分地等效实现成运行在一台或多台计算机上的一个或多个计算机程序（例如，实现成运行在一个或多个计算机系统上的一个或多个程序），实现成运行在一个或多个处理器上的一个或多个程序（例如，实现成运行在一个或多个微处理器上的一个或多个程序），实现成固件，或实现成它们的几乎任何组合体，并且为软件和/或固件设计电路和/或编写代码都完全在按照本公开的领域的普通技术人员的技能之内。另外，本文所述的主题的机制能够作为程序产品以多种方式分发，以及本文所述的主题的例示性实施例与用于实际进行分发的信号承载介质的特定类型无关地应用。信号承载介质的例子包括但不限于如下介质：诸如软盘、硬盘、激光唱盘（CD）、数字视频盘（DVD）、数字磁带、计算机存储器等的可记录型介质；以及诸如数字和/或模拟通信介质（例如，纤维光缆、波导、有线通信链路、无线通信链路（例如，发射器、接收器、传输逻辑、接收逻辑等）等）的传输型介质。
概述性地说，例示性实施例提供了核裂变反应堆，以及用于它们的运行和模拟装置和方法。例示性实施例和各方面非限制性地包括核裂变反应堆和反应堆模块，包括模块式核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、和模块式核裂变爆燃波反应堆和模块、运行包括上述的核反应堆和模块的方法、模拟运行包括上述的核反应堆和模块的方法等。
仍然概述性地说，并参照图1A，例示性核裂变反应堆10将通过例示而非限制性地加以讨论。核裂变反应堆10可以是但不限于裂变爆燃波反应堆。反应堆10适当地包括布置在反应堆容器12内的核反应堆堆芯100、和具有一个或多个反应堆冷却环路14的反应堆冷却系统。
反应堆可以是包括一个或多个核反应堆模块的模块式设计，参见例如例示在图1B中的示例性模块式反应堆50。每个反应堆模块12可以经由反应堆冷却系统56流体连通地与至少一个散热器58可操作耦合。因此，可以认为每个核反应堆模块本身是完整、独立的核反应堆系统。核反应堆模块可以与至少一个其它邻接反应堆模块中子耦合。因此，邻接核反应堆模块在中子方面可以是整体而在物理上相互分开。
为了使人们理解像反应堆10和反应堆50那样的反应堆的控制和模拟，首先阐述通过非限制性例子给出的例示性堆芯核子学。虽然设想了许多反应堆实施例，但在如下美国专利申请中图示了这些非限制性例子的几个例子：2008年2月12日提交、发明人为AHLFELD,CHARLES E.、GILLELAND,JOHN ROGERS、HYDE,RODERICK A.、ISHIKAWA,MURIEL Y.、MCALEES,DAVID G.、MYHRVOLD,NATHAN P.、WHITMER,CHARLES、和WOOD,LOWELL L.、和发明名称为“MODULAR NUCLEAR FISSION REACTOR（模块式核裂变反应堆）”的美国专利申请第12/069,907号；2006年11月28日提交、发明人为RODERICK A.,HYDE、MURIEL Y.ISHIKAWA、NATHAN P.MYHRVOLD、和LOWELL L.WOOD,JR.、和发明名称为“AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION（长期运行的自动核动力反应堆）”的美国专利申请第11/605,943号；2006年11月28日提交、发明人为RODERICK A.,HYDE、MURIEL Y.ISHIKAWA、NATHAN P.MYHRVOLD、和LOWELL L.WOOD,JR.、和发明名称为“METHOD ANDSYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR（在核反应堆中提供燃料的方法和系统）”的美国专利申请第11/605,848号；以及2006年11月28日提交、发明人为RODERICK A.,HYDE、MURIEL Y.ISHIKAWA、NATHAN P.MYHRVOLD、和LOWELL L.WOOD,JR.、和发明名称为“CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR（核反应堆的可控长期运行）”的美国专利申请第11/605,933号，特此通过引用将它们的整个内容全文并入本文中。然后，阐述有关反应堆的几个例示性实施例和方面的细节。
一些考虑
在讨论像反应堆10和反应堆50那样的反应堆的细节之前，将概述性地给出反应堆实施例背后的一些考虑，但不应该将它们理解为限制。一些反应堆实施例解决了下面讨论的许多考虑。另一方面，一些其它反应堆实施例可能解决了这些考虑之一或所选几个，而无需满足下面讨论的所有考虑。
预计可用在反应堆实施例中的某些核裂变燃料通常是广泛可用的，非限制性地如（天然、贫化，或浓缩）铀、钍、钚或甚至以前燃烧过的核裂变燃料组件。其它较不广泛可用的核裂变燃料，非限制性地如其它锕系元素或其同位素也可能用在反应堆的实施例中。虽然一些反应堆实施例企图在满功率或其一部分上长期运行达三分之一世纪左右到半世纪左右或更长的数量级，但一些反应堆实施例的一个方面是未构思补给核燃料。但是，其它反应堆实施例构思补给核燃料。在一些情况下，这些实施例可能构思在生命结束就地掩埋。补给核燃料可能发生在停堆和/或带功率运行期间。还构思在一些情况下可以避免核裂变燃料再处理，从而减少转向军事用途和其它问题的可能性。
一些反应堆实施例可能位于地下，从而解决放射性大量、突然释放和少量、稳态释放到生物界。一些实施例可能需要使操作人员的控制最少化，从而使那些实施例尽可能多地自动化。在一些实施例中，构思以生命周期为导向的设计，其中那些实施例可以从开启一直运行到生命结束时的停堆。在一些以生命周期为导向的设计中，这些实施例可以以几乎全自动的方式运行。一些实施例适用于模块化结构。最后，一些实施例可以按照高功率密度或与像燃耗标准、电力需求、中子通量考虑和其它参数那样的多种设计考虑相对应的所选功率密度来设计。
在运行期间，反应堆，尤其反应堆堆芯区域中的材料（例如，元素和元素的同位素）随时间而变。例如，燃料原子裂变成裂变产物。燃料、结构材料、和毒物（裂变产物毒物或有意插入反应堆中的毒物）等的原子可能吸收中子，变成其它同位素或元素。这些变化可以通过设计和在短期和长期两方面的反应堆控制考虑进来。移动材料贯穿堆芯的能力可以增加反应堆的有效寿命。
各种反应堆实施例的一些特征来自于上面考虑中的一些。例如，同时满足在不停堆的情况下实现满功率的1/3-1/2世纪（或更长）的运行用于补给核燃料的愿望和避免核裂变燃料再处理的愿望可能需要使用快中子谱。作为另一个例子，在一些实施例中，像经由利用中子的强吸收剂或反应性控制的其它手段实现的局部反应性负反馈那样，从工程上使反应堆具有反应性的负温度系数（αT）。可替代地或另外，一些实施例被配置成通过使用像在某个时段内位移和/或插入中子慢化剂那样的谱控制方法实现中子通量的谱移整体或部分控制裂变过程。作为进一步的例子，在一些模块式爆燃波实施例中，分布式恒温器使核裂变燃料燃烧的传播核裂变爆燃波模式成为可能。这种模式同时允许达到像天然铀或钍那样的非浓缩锕系燃料的高平均燃耗和在堆芯的装料区中使用可裂变核材料的适中浓缩同位素的相应较小“核裂变点火器”区域。作为另一个例子，在一些实施例中，在一次和二次堆芯冷却中提供多重冗余。
核裂变反应堆的示例性实施例
既然已经阐述了一些反应堆实施例背后的一些考虑，接着就说明与核裂变反应堆的示例性实施例有关的进一步细节。要强调的是，如下对示例性核反应堆实施例的描述只是作为非限制性例子给出，而不是限制本发明的范围。如上所述，我们设想了反应堆的几个实施例，以及反应堆10的进一步方面。在讨论了与反应堆10的示例性实施例有关的细节之后，还将讨论其它实施例和方面。
仍然参照图1A，反应堆10的示例性实施例包括布置在反应堆压力容器12内的反应堆堆芯组件100。我们设想了将在后面讨论的反应堆堆芯组件100的几个实施例和方面。后面将详细讨论的一些特征包括核裂变材料以及它们各自的核子学、燃料组件、燃料几何、和整个反应堆系统中的反应堆堆芯组件100的运行和模拟。
反应堆压力容器12可以适当地是在现有技术中已知的任何可接受压力容器，并且可以由非限制性地像不锈钢那样，可接受地用在反应堆压力容器中的任何材料制成。在反应堆压力容器12内，中子反射体（未示出）和辐射屏障围绕反应堆堆芯组件100。在一些实施例中，反应堆压力容器12位于地下。在这样的情况下，反应堆压力容器12也可以起反应堆堆芯组件100的掩埋储罐的作用。在这些实施例中，反应堆压力容器12适当地被像干砂那样的隔离材料的区域（未示出）包围，以便与环境长期隔离。隔离材料的区域（未示出）可以具有直径等大约100米的大小。但是，在其它实施例中，反应堆压力容器12位于地球表面上或附近。
反应堆冷却环路14将来自反应堆堆芯组件100中的核裂变的热量传递给应用热交换器16。反应堆冷却剂可以按特定应用所需来选择。在一些实施例中，反应堆冷却剂适当地是氦（He）气。在其它实施例中，反应堆冷却剂可以适当地是像氖、氩、氪、氙那样的其它加压惰性气体、像水或气态或超流态二氧化碳那样的其它流体、像钠或铅那样的液态金属、像Bb-Bi那样的金属合金、或像聚苯或碳氟化合物那样的有机冷却剂。如果需要的话，反应堆冷却剂环路可以适当地由钽（Ta）、钨（W）、铝（Al）、钢或其他铁或非铁组合金或钛或锆基合金制成，由其它金属和合金制成，或其它结构材料或复合物制成。
在一些实施例中，应用热交换器16可以是产生蒸汽的蒸汽发生器，该蒸汽作为原动力来提供，使像发电站20内的涡轮发电机18那样的机器旋转。在这样的情况下，反应堆堆芯组件100适当地工作在像高于1,000K等那样的高工作压强和温度上，在蒸汽发生器中产生的蒸汽可能是过热蒸汽。在其它实施例中，应用热交换器16可以是在较低压强和温度下产生蒸汽（即，无需是过热蒸汽）的任何蒸汽发生器，以及反应堆堆芯组件100工作在比大约550K低的温度下。在这些情况下，应用热交换器16可以为像海水淡化厂那样的应用或为通过蒸馏成乙醇处理生物质等提供工艺用热。
可选反应堆冷却剂泵22使反应堆冷却剂循环通过反应堆堆芯组件100和应用热交换器16。注意，尽管例示性实施例示出了泵和重力驱动循环，但其它手段可能不使用泵或循环结构，或在几何上受到其它类似限制。当反应堆堆芯组件100与应用热交换器16位于几乎垂直共面上，可以适当配备反应堆冷却剂泵22，以便不产生热驱动压头。当反应堆堆芯组件100位于地下时，也可以配备反应堆冷却剂泵22。但是，当反应堆堆芯组件100位于地下或以某种方式放置，使得反应堆堆芯组件100在应用热交换器16下方垂直隔开时，可能在从反应堆压力容器12排放的反应堆冷却剂与处在比从反应堆压力容器12排放的反应堆冷却剂低的温度上的从应用热交换器16排放的冷却剂之间引起热驱动压头。当存在足够大热驱动压头时，则无需配备反应堆冷却剂泵22来提供反应堆冷却剂通过反应堆堆芯组件100的充分循环在带功率运行期间移除来自裂变的热量。
在一些实施例中，可能配备了不止一条反应堆冷却环路14，从而在像失去冷却剂事故、丧失流动事故、一次到二次泄漏等那样的意外事故的情况下，向其它反应堆冷却环路14的任何一条提供冗余。可以就满功率运行评估每条反应堆冷却环路14，但一些应用可能除去这种约束。
在一些实施例中，将像反应堆冷却剂截止阀那样的关闭器24配备在反应堆冷却系统14的管线中。在每条反应堆冷却环路14中，可以将关闭器24配备在反应堆压力容器12的出口线中和配备在从应用热交换器16的出口到反应堆压力容器12的返回线中。关闭器24可以是在像在反应堆冷却剂中检测到重要裂变产物夹带物那样的紧急状况下迅速关闭的快速动作关闭器。除了自动致动阀（未示出）的冗余系统之外，还可以配备关闭器24。
一个或多个排热热交换器26是为了移除余热（衰变热）而配备的。排热热交换器26包括配置成使衰变热移除冷却剂循环通过反应堆堆芯组件100的一次环路。排热热交换器26还包括与专设排热热力管道网络（未示出）耦合的二次环路。在一些状况下，例如，为了冗余的目的，可能配备了不止一个排热热交换器26。排热热交换器26可以位于反应堆堆芯组件100上方一定垂直距离的位置上，以便提供足够的热驱动压头，使衰变热移除冷却剂能够无需衰变热移除冷却剂泵地自然流动。但是，在一些实施例中，可能要配备衰变热移除冷却剂泵（未示出）。在适当情况下，反应堆冷却剂泵可以用于移除衰减热。
既然已经给出了反应堆10的示例性实施例的概述，接着将讨论其它实施例和方面。首先，讨论反应堆堆芯组件100的实施例和方面。首先给出反应堆堆芯组件110及其核子学的概述，接着给出反应堆堆芯组件100的示例性实施例和其它方面的描述。
概述性地给出和笼统地说，反应堆堆芯组件100的结构部件可以由钽（Ta）、钨（W）、铼（Re）、包括但不限于像马氏体不锈钢（例如，HT9）、奥氏体不锈钢（例如，316型）那样的钢材、或碳复合物的合金、陶瓷等制成。由于反应堆堆芯组件100工作在高温上，以及由于它们在满功率运行的预计寿命上的抗蠕变性、机械可加工性、和耐腐蚀性，这些材料是合适的。结构部件可以由单种材料制成，或由材料的组合体（例如，涂层、合金、多层、复合物等）制成。在一些实施例中，反应堆堆芯组件100工作在足够低的温度下，使得可以将诸如铝（Al）、钢、钛（Ti）等的其它材料单独或组合用于结构部件。
在爆燃波实施例中，反应堆堆芯组件100可以包括小核裂变点火器和较大核裂变爆燃燃烧波传播区域。核裂变爆燃燃烧波传播区域适当包含钍或铀燃料，根据快中子谱裂变增殖的一般原理起作用。在一些爆燃波实施例中，通过调节局部中子通量从而控制局部功率产生的恒温模块保持整个反应堆堆芯组件100内的均匀温度。在特此通过引用全文并入本文中、发明名称为“CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR（核反应堆的可控长期运行）”的上述美国专利申请第11/605,933号（‘933申请）中进一步讨论了一些示例性爆燃波实施例。
核反应堆可以是模块式的。现在参照图1B，所示的是例示性模块式反应堆50。要强调的是，如下对核反应堆50的示例性实施例的描述只是作为非限制性例子给出，而不是限制本发明的范围。如上所述，我们设想了像反应堆10和50那样的反应堆的几个实施例，以及反应堆的进一步方面。例示在反应堆10和50中的特征可以分开或以任何适当组合方式实现。在讨论了与反应堆50的示例性实施例有关的细节之后，还将讨论其它实施例和方面。
模块式反应堆50通过例示示出，而不是使模块式反应堆局限于反应堆模块52的环形排列或任何其它排列。应该明白，无论如何都不打算局限于这样的几何排列或任何类型的任何几何排列。为此，下面将进一步讨论反应堆模块52的其它排列。为了简洁起见，对反应堆模块52的其它排列的描述局限于这里例示的那些。但是，应该懂得，反应堆模块52无论如何都可以以任何所希望的方式排列，并且可以适应邻接核裂变爆燃波反应堆模块52的中子耦合。
如上所讨论，示例性模块式反应堆50适当地包括反应堆模块52。每个反应堆模块52可以适当地包括反应堆堆芯54和反应堆冷却剂系统56。每个核裂变爆燃波反应堆模块52可以经由一个或多个相关反应堆冷却剂系统56流体连通地与至少一个散热器58可操作耦合。也就是说，可以适当地认为每个核反应堆模块52本身是完整、独立的核反应堆。核反应堆模块52可以与至少一个邻接反应堆模块52中子耦合。虽然设想了模块式反应堆50的许多实施例，但模块式反应堆50的许多设想实施例之间的共同特征是经由核裂变爆燃波，或如在特此通过引用全文并入本文中、发明名称为“MODULAR NUCLEAR FISSION REACTOR（模块式核裂变反应堆）”的上述美国专利申请第12/069,907号（‘907申请）中进一步讨论的“燃烧阵面”的起源的邻接反应堆模块52的中子耦合。
现在参照图1C，按照另一个实施例可以从核裂变反应堆堆芯中提取热能。在核裂变反应堆110中，核裂变发生在发热区120中（例如，贯穿燃料承载核芯或在例如波阵面中传播）。像凝聚相密度流体（例如，水、液态金属、三联苯、聚苯、碳氟化合物、FLIBE“（2LiF—BeF2）等）那样的吸热材料160如箭头150所指流过发热区120，使热量从发热区120传递给吸热材料160。在一些实施例，例如，快中子裂变谱核反应堆中，吸热材料160被选成核惰性材料（如He4），以便最低程度地扰动中子谱。在核裂变反应堆110的其它实施例中，中子含量足够稳健，以便可以可接受地利用非核惰性吸热材料160。吸热材料160流到（例如，通过自然对流或受迫运动）基本上不与发热区120热接触的热提取区130。在热提取区130上从吸热材料160中提取热能140。根据热提取区130中热能140的提取，吸热材料110可以处在液态、多相态、或基本气态下。
核反应堆材料的示例性移动
燃料材料不仅包括燃料材料，而且包括结构材料（例如，包壳）。现在参照图2A，可以包含包括本文其它地方所述的那些的任何类型核裂变反应堆的反应堆200可以包括布置在其中的核裂变燃料组件210。如下的讨论包括可以用在反应堆200中的示例性核裂变燃料组件210的细节。现在参照图2B和通过非限制性例子给出，在一个实施例中，核裂变燃料组件210适当地包括核裂变燃料组件220。在一个实施例中，核裂变燃料组件220是“以前燃烧过”的。术语“以前燃烧过”指的是核裂变燃料组件的至少一些部件已经经历了中子介导核裂变，以及核裂变燃料的同位素成分已经发生了变更。也就是说，核裂变燃料组件已经被置于中子谱或通量（快的或慢的）中，至少一些部件已经经历了中子介导核裂变，其结果是，核裂变燃料的同位素成分已经发生了变化。因此，以前燃烧过核裂变燃料组件220可能以前在包括非限制性地像轻水反应堆那样的反应堆200的任何反应堆中燃烧过。以前燃烧过核裂变燃料（例如，在以前燃烧过核裂变燃料组件220中）在其以前燃烧之后可能未经过化学处理。
预计核裂变燃料组件220可以非限制性地包括无论如何适合在核裂变反应堆中经历裂变的任何类型可裂变核材料，譬如，像天然钍、天然铀、浓缩铀等那样的锕系或超铀元素。核裂变燃料组件220被包壳224包覆着。如果核裂变燃料组件以前燃烧过，则包壳224可能是燃烧之前包覆核裂变燃料组件220的“原始”包壳。在一些其它实施例中，以前燃烧过核裂变燃料组件220可能未被“原始”包壳224包覆着。例如，以前燃烧过核裂变燃料组件220可能保留在它的原始包壳224中，并且可能围绕包壳224的外壳布置了新的包壳（未示出）。在一些实施例中，新包壳由配置成有助于适应膨胀到空隙中的包壳部分（未示出）组成。在其它实施例中，新包壳可以配备成像管道那样的障碍物，配备在包壳224的外部与反应堆冷却剂（未示出）之间。
现在参照图3，示例性核裂变燃料结构300包括核裂变燃料材料的非邻接分段320。非邻接分段320可以没有物理接触地“中子”接触。核裂变燃料结构300还可以包括可选核裂变点火器310。如在上述‘933申请中所述，核裂变点火器310可以用在爆燃传播波型核反应堆中。
现在参照图4，模块式核裂变燃料芯400可以包括可选中子反射体/辐射屏障410和模块式组件420。模块式组件420可以是有一定燃料材料含量的模块式燃料组件。模块式组件也可以是模块式毒物组件（有一定毒物材料含量）、模块式结构组件（为主要结构目的服务）、模块式有效负载组件（设计成传送，例如，材料的有效负载以便受中子通量支配）、模块式空白组件（纯粹用作占位器，例如，以降低空隙或充满冷却剂和/或慢化剂的空隙引起的核子、流动、结构和热扰动）、或上述的任何组合。
模块式组件420按所需放置在组件盛器430内。可以以任意多种方式操作模块式核裂变燃料芯400。例如，可以在初始运行之前让模块式核裂变燃料芯400中的所有组件盛器430都填上模块式燃料组件420。例如，在爆燃传播波型核裂变实施例中，在初始运行之前指的是在模块式燃料组件420内和通过模块式燃料组件420的核裂变爆燃传播波燃烧阵面出发和传播之前。在其它实施例中，在初始运行之前指的是在初始临界之前或在模块式核裂变燃料芯暴露在中子通量中之前。
作为另一个例子，如果需要的话，模块式组件420可以从它们各自的组件盛器430中移走，并且用（相同或不同类型的）其它模块式组件440取代；这种侵位用箭头444指示。例如，可以用“未燃烧”燃料组件取代“燃烧过”燃料组件，可以用燃料组件取代毒物组件，如此等待。其它核裂变燃料组件440可能未使用或可能以前使用过。例如，在爆燃传播波型核反应堆实施例中，可以在核裂变爆燃波燃烧阵面完全传过模块式核裂变燃料组件420之后移走并用其它模块式核裂变燃料组件440取代模块式核裂变燃料组件420。在其它实施例中，可以由于任何原因（例如，测试或实验用途、使燃料或毒物重新分布等）移走并用其它模块式组件440取代模块式组件420。如果需要的话，这样的取代策略可以用于扩展模块式核裂变燃料芯400的运行。
作为另一个例子，模块式核裂变燃料芯400在初始运行之前无需填满模块式组件420。例如，可以不让所有的组件盛器430都填上模块式组件420。在这样的情况下，放置在模块式核裂变燃料芯400内的模块式燃料组件的数目可以根据诸如可用的模块式燃料组件的数目、功率需求（例如，以瓦为单位的电力负荷）、最终将放置在模块式核裂变燃料芯400内的模块式燃料组件的数目等的许多原因来确定。因此，可以无需一开始就利用模块式燃料组件将整个模块式核裂变燃料芯400加上燃料地实现模块式核裂变燃料芯400的连续或扩展运行。
应该懂得，模块性的概念可以推广。例如，在其它实施例中，可以以模块式核裂变燃料芯400可以填上任何数目的模块式组件420的相同方式让模块式核裂变反应堆填上任何数目的核裂变反应堆堆芯。为此，可以将模块式核裂变反应堆类比于模块式核裂变燃料芯400，并可以将核裂变反应堆堆芯类比于模块式核裂变燃料组件420。因此，上面针对核裂变反应堆堆芯400讨论的几种设想操作模式可以类似地应用于模块式核裂变反应堆。
在反应堆堆芯中也可以移动未在模式组件中的堆芯材料。在现有技术中，使用控制棒或其它设备控制反应性（因此，具有负反应性系数的正在运行反应堆中的平均温度）是众所周知的。另外，在本发明的实施例中设想了其它中子调整结构。例如，现在参照图5A和5B，对于多种用途，中子调整结构530可以定位包括传播燃烧阵面核裂变反应堆550的反应堆500中的中子调整（例如，吸收、反射、慢化等）物质。在一个实施例中，中子调整结构530将非限制性地像Li-6、B-10或Gd那样的中子吸收剂插入核裂变燃料中。在另一个实施例中，中子调整结构530插入非限制性地像碳氢化合物或Li-8那样的中子慢化剂，从而调整中子能谱，以及从而改变局部区域中的核裂变燃料的中子反应性。
在一些状况下，在反应堆堆芯500（包括传播燃烧阵面核裂变反应堆550）中，将中子慢化剂的作用与中子能谱的详细变化（例如，命中或未命中截面共振）相联系，而在其它情况下，将该作用与降低中子环境的平均中子能量（例如，从“快”中子能量下移到超热或热中子能量）相联系。在另外的其它状况下，中子慢化剂的作用使中子偏向或偏离所选位置。在一些实施例中，中子慢化剂的上述作用之一最重要，而在其它实施例中，多种作用具有相当或低于设计重要性。在另一个实施例中，中子调整结构530包含中子吸收剂和中子慢化剂两者；在一个非限制性例子中，改变中子吸收材料相对于中子慢化材料的位置以便影响控制（例如，通过屏蔽或露出吸收剂，或通过谱移来增加或减少吸收剂的吸收），在另一个非限制性例子中，通过改变中子吸收材料和/或中子慢化材料的数量来影响控制。
在像传播燃烧阵面核裂变反应堆550那样的实施例中，如果需要的话，可以驱动核裂变爆燃波燃烧阵面进入核裂变燃料的区域中，从而实现可变核裂变燃料燃耗。在传播燃烧阵面核裂变反应堆550中，激发和传播核裂变爆燃波燃烧阵面510。中子调整结构530可以沿着箭头520所指的方向引导或移动燃烧阵面510。在一个实施例中，中子调整结构530将中子吸收剂插在燃烧阵面510的后面，从而相对于燃烧阵面510前面的燃料的中子反应性向下驱动或降低燃烧阵面510当前正在燃烧的燃料的中子反应性，从而加速核裂变爆燃波的传播速率。在另一个实施例中，中子调整结构530将中子吸收剂插在燃烧阵面510前面的核裂变燃料中，从而减缓核裂变爆燃波的传播。在其它实施例中，中子调整结构530将中子吸收剂插入燃烧阵面510内或一侧的核裂变燃料中，从而改变燃烧阵面510的有效大小。在另一个实施例中，中子调整结构530插入中子慢化剂，从而调整中子能谱，以及从而相对于燃烧阵面510前面或后面的核裂变燃料的中子反应性改变燃烧阵面510当前正在燃烧的核裂变燃料的中子反应性。
因此，如果需要的话，可以按照所选局部反应速率或传播参数引导反应堆500中的局部中子反应性、和传播燃烧阵面核裂变反应堆550中的燃烧阵面510。例如，局部反应速率参数可以包括裂变速率、发热密度、功率密度的截面尺度等。在燃烧阵面核裂变反应堆550中，传播参数可以包括燃烧阵面510的传播方向或取向、燃烧阵面510的传播速率、像发热密度那样的功率需求参数、燃烧阵面510要传播的燃烧区域的截面尺度（像燃烧区域相对于燃烧阵面510的传播轴的横向或横向尺度那样）等。例如，传播参数可以被选择成控制燃烧阵面510的空间或时间位置，以便避免控制元件（例如，中子调整结构或恒温器）出错或出故障等。
可以主动地控制和/或被动地控制（例如，可编程）中子调整结构530。主动控制中子调整结构由操作人员和/或外部控制系统主动控制。被动控制中子调整结构随堆芯中的一个或多个位置上的状况而变。例如，可编程温度响应中子调整结构（在上述‘933申请中详细讨论了其例子）将中子吸收材料或中子慢化材料引入反应堆500（包括像传播燃烧阵面核裂变反应堆550那样的实施例）的装料区中或从反应堆500（包括像传播燃烧阵面核裂变反应堆550那样的实施例）的装料区中移走中子吸收材料或中子慢化材料。响应运行温度分布，可编程温度响应中子调整结构将中子吸收材料或中子慢化材料引入核裂变燃料反应堆的装料区中，以降低核裂变反应堆中的运行温度，或从核裂变反应堆的装料区中移走中子吸收材料或中子慢化材料，以便升高核裂变反应堆的运行温度。
应该懂得，温度只是可以用于确定被动控制或可编程中子调整结构的控制设置的控制参数的一个例子。可以用于确定可编程中子调整结构的控制设置的其它控制参数的非限制性例子包括功率水平、中子水平、中子谱、中子吸收、和燃料燃耗水平等。在一个实施例中，中子调整结构用于将燃料燃耗水平控制在相应较低（例如，<50%）的水平上，以便实现用在其它核裂变反应堆中的燃烧过裂变燃料的高速率“增殖”，或提高随后在传播核裂变爆燃波反应堆中重新传播核裂变爆燃波的燃烧过裂变燃料的适用性。在不同时间上，或在反应堆的不同部分上可以使用不同控制参数。应该懂得，前面在中子调整结构的背景下讨论的各种中子调整方法也可以用在可编程温度响应中子调整结构中，非限制性地包括中子吸收剂、中子慢化剂、中子吸收剂和/或中子慢化剂的组合体、可变几何中子调整器等的使用。
在反应堆中可以让材料受中子通量支配。应该懂得，反应堆中的材料的中子照射可以通过持续时间和/或持续程度和局部功率水平来控制。在另一个实施例中，材料的中子照射可以通过经由中子调整结构控制中子环境（例如，用于Np-237处理的中子能谱）来控制。参照图6A和6B，例如，如箭头602一般性指示，插入反应堆600中的材料610尤其取决于局部功率水平、持续时间、和中子调整结构地受中子通量支配。在反应堆是像反应堆650那样的传播核裂变爆燃波反应堆的实施例中，可以如箭头652所指地将材料610插入反应堆650中。在另一个实施例中，可以使传播核裂变爆燃波反应堆650以在将裂变生成中子的一部分用于堆芯材料的核处理的同时，依靠中子外源保持传播燃烧阵面的“安全”亚临界方式运行。应该懂得，将材料610移动到反应堆600（或650）内的位置中可以从反应堆外的位置（未示出）开始或从反应堆内的另一个位置（未示出）开始。
在一些实施例中，在反应堆内发生核裂变点火之前，材料610可能就存在于反应堆内的位置中，而在其它实施例中，可以在发生或现场发生核裂变之后加入材料（即，移动到该位置）。在一些实施例中，从反应堆中移走材料，而在其它实施例中，原地保留。可替代的是，将具有一组非照射性质的材料装入反应堆中。将材料运送（例如，如箭头652和602一般性指示）到与最大反应性的区域物理接近和中子耦合的地方—在传播核裂变爆燃波反应堆650的情况下，随着核裂变爆燃波传播燃烧阵面（例如，阵面670）通过材料。
材料610保持中子耦合达足够长时间间隔，以便将材料610转换成具有所希望一组调整后性质的第二材料606。一旦材料610如此转换成材料606，可以如箭头604（或654）一般性指示，可以将材料606物理运送到反应堆600（或反应堆650）的外面。材料移除可以发生在反应堆600（或650）运行期间或停堆之后。材料移除可以以连接、顺序、或分批过程进行。在一个例子中，核处理后材料606随后可以用作非限制性地像LWR或传播核裂变爆燃波反应堆那样的另一个核裂变反应堆中的核裂变燃料。在另一个非限制性例子中，核处理后材料606随后可以用在传播核裂变爆燃波反应堆的核裂变点火器内。在一种手段中，可以调整热管理，以便提供如适合修改后材料或结构那样，适合运行参数的任何变化的热控制。
按照进一步实施例，可以使用温度驱动中子吸收控制核裂变反应堆，从而“从工程上具有”反应性的天生稳定负温度系数（αT）。现在参照图7A，给核反应堆700装上非限制性地像热电偶那样的温度检测器710的仪器。在这个实施例中，核裂变反应堆700可以适当地是任何类型的核裂变反应堆。为此，核裂变反应堆700可以是如特定应用所需的热中子谱核裂变反应堆或快中子谱核裂变反应堆。
例如，温度检测器检测反应堆700中的局部温度，生成指示所检测局部温度的信号714。以非限制性地诸如流体耦合、电耦合、光耦合、射频发射、声耦合、磁耦合等的任何可接受方式将信号714发送给控制系统720。对指示所检测局部温度的信号714作出响应，控制系统720确定对反应堆700的局部中子反应性的适当校正（正的或负的）（例如，使反应堆700返回到像反应堆带功率运行期间的所希望局部温度那样的所希望运行参数）。为此，控制系统720生成指示对局部中子反应性的所希望校正的控制信号724。将控制信号724发送给中子吸收材料的配发器730。控制信号724可以适当地以与信号714相同的方式或不同的方式发送。中子吸收材料可以适当地是非限制性地像Li-6、B-10或Gd那样，如特定应用所需的任何中子吸收材料。配发器730适当地是所需应用可接受的配发机构。储存库（未示出）可以处在配发器730本地的位置上或可以处在远离配发机构730的位置上（例如，在反应堆700的中子反射体外部）。配发器730响应控制信号1124在核裂变反应堆堆芯内配发中子吸收材料，从而变更局部中子反应性。
现在参照图7B和通过非限制性例子给出，示例性热控制可以利用中子吸收流体建立起来。包含结构740的热耦合流体包含与反应堆的局部区域热连通的流体。结构740中的流体随局部温度起伏而膨胀和/或收缩。将流体的膨胀和/或收缩可操作地传递给位于核裂变反应堆700的外部、非限制性地像活塞那样的力耦合结构750。将力耦合结构750传递的合力施加在包含结构760的中子吸收流体中的中子吸收流体上。于是从结构760中配发中子吸收流体，从而变更局部中子反应性。在另一个例子中，取代中子吸收流体，或除了中子吸收流体之外，可以使用中子慢化流体。中子慢化流体改变中子能谱和降低局部中子环境的平均中子能量，从而向下驱动或降低核裂变反应堆700内的核裂变燃料的中子反应性。在另一个例子中，中子吸收流体和/或中子调整流体可以具有多相成分（例如，流体内的固体芯块）。
图7C图示了显示在图7B中的安排的示例性实现的细节。现在参照图7C，核裂变反应堆701中的燃料功率密度可以在中子通量的极大变动、中子谱的显著变动、燃料成分的大变化和对反应堆的功率需求的数量级变化上，通过一组分布式独立动作恒温模块的集体动作连续调节。这种动作提供了略高于反应堆701的设计温度的反应堆负大温度系数。以局部间距可以大致等于中等裂变能中子的平均自由程（可能为了冗余的目的而减小）的3D（三维）晶格（可以形成均匀或非均匀阵列）形式位于核裂变反应堆701中的整个装料区中，这些模块的每一个包括每一个通过毛细管馈送的一对隔室。位于核裂变燃料中的小恒温泡隔室761包含中子吸收截面对于感兴趣中子能来说可能较低、非限制性地像Li-7那样的热敏材料，而相对较大的隔室741处在不同位置上（例如，在冷却剂管的壁上），可以包含具有相对较大中子吸收截面、限制性地像Li-6那样的数量可变中子吸收材料。在1巴的压强下，锂在453K上熔化，在1615K上沸腾，因此是跨过反应堆701的典型工作温度范围的液体。随着燃料温度升高，包含在恒温泡761中的热敏材料膨胀，可能在千巴压强下，其小部分（例如，对于Li-7的100K温度变化，大约10-3）排入终止在圆筒-活塞组件751的底部上的毛细管中，圆筒-活塞组件751远离（例如，在辐射屏障的外部）并在物理上低于中子吸收材料的堆芯内隔室741（在利用重力的情况下）。在那里，适量高压热敏材料驱动组件751中的排量倍增活塞，组件751中的排量倍增活塞通过穿过堆芯毛细管将较大量（例如，可能大三个数量级）的中子吸收材料推入正在驱动流体的恒温泡附近的堆芯内隔室中。在那里，只要其最小尺度小于中子平均自由程其空间配置就无关紧要的中子吸收材料起可吸收地抑制局部中子通量的作用，从而降低局部燃料功率密度。当局部燃料温度下降时，中子吸收材料返回到圆筒-活塞组件751（例如，在重力压头的作用下），从而使热敏材料返回到现在较低热机械压强允许其接收的恒温泡761。
应该懂得，恒温模块的操作不依赖于在上面示例性实现中讨论的特定流体（Li-6和Li-7）。在一个示例性实施例中，热敏材料可以在化学方面，而不仅仅在同位素方面不同于中子吸收材料。在另一个示例性实施例中，热敏材料与中子吸收材料可以是相同同位素，不同中子吸收性质由中子暴露材料的数量不同引起，而不是由材料成分不同引起。
反应堆控制和模拟
因此，上述的例子表明，可以通过移动或不移动整个组件的几种机制在整个反应堆堆芯内移动燃料、毒物和其它材料。这样的移动可能使堆芯中的核素浓度（即，单位体积原子、和原子的同位素和核同质异能素的数目）的计算变得复杂。
一般说来，堆芯或正在运行反应堆中的核素浓度的计算或模拟可以分解成两个相互关联部分：中子输运和蜕变。中子输运计算可以确定中子布居（例如，通量和通量谱），而蜕变计算确定在给定开始布居和中子通量的情况下核素的布居。
中子输运计算可以，例如，利用确定性方法（例如，离散坐标方法），利用像蒙特卡罗（Monte Carlo）方法那样的随机方法，或利用两者的混合方法（例如，利用确定性方法计算其它蒙特卡罗实现中的某些方面）来完成。确定性方法通常利用平均粒子行为解输运方程。离散方法通常将相空间划分成许多小体块。邻接体块之间的中子运动是花费少量时间移动一段短距离。因此，该计算随着时间、体积、和距离越来越小，即，趋于0而趋于积分微分输运方程（含有空间和时间导数）。
另一方面，蒙特卡罗方法通过模拟各个粒子和记录它们平均行为的一些方面获取答案。当难以使用确定性方法确定示例性结果时，往往使用蒙特卡罗方法。当应用于中子输运时，蒙特卡罗方法可以模拟各个概率事件，因此在它们从出生到死亡（例如，吸收、逃逸等）的整个生命周期内跟踪中子。在每个时步上随机取样相关概率分布（例如，通过连续和/或离散概率密度函数表示）来确定结果（例如，散射、裂变、中子俘获、泄漏）。碰撞可以利用物理方程和截面数据来模拟。碰撞的频率，因此像裂变那样的反应诱发的中子和由毒物吸收引起的损失当然取决于分别在感兴趣体块中的可裂变同位素和毒物的浓度。
原子的截面数据代表粒子接近原子发生相互作用，例如，对于中子，像各种散射和吸收类型那样的相互作用的有效横截面积。截面通常随原子、粒子、和粒子能量而变。因此，可以将截面用于表达原子与具有一定能量的入射粒子的特定相互作用的可能性。
像反应（例如，散射、辐射俘获、吸收、裂变）的微观截面那样的微观性质是一种原子核（即，特定材料原子核）的内在性质。像反应的微观截面那样的微观性质是具有材料的浓度或密度（例如，单位体积原子数）的一块材料的性质。微观截面通常用面积单位（例如，cm2或“barn（靶）”—1barn等于10-28cm2）表达。微观截面与乘以密度，或等效地，1/（平均自由程长度）的微观截面成正比，因此用1/长度（例如，m-1）的单位表达。
截面数据通常通过实证方式确定。因此，尤其对于短寿命同位素，大范围中子能谱的截面数据根本就没有可用的。因此难以对含有一定数量像中子截面那样的性质完全未知或未得到适当表征的同位素的体块进行准确蒙特卡罗计算。另外，即使每种材料的截面数据得到适当表征，计算负担也是沉重的。可能有助于减轻这些困难和/或计算负担的方法将在本文其它地方作详细描述。
蜕变计算确定每种核素随着其变化，例如，在中子通量下的存量或浓度。一般说来，蜕变计算可能被设想成根据受给定中子通量支配的材料的损失率和产生率确定材料的新数量。材料的给定原子可能，例如，裂变和产生两种裂变产物；而材料的另一个原子可能在俘获了中子之后转换成更大原子质量数（A）的同位素。材料的又一个原子可能β或α衰变成另一种元素，如此等待。因此，正在运行反应堆中的材料数量的变化率通常是由衰变引起的损失率、由衰变引起的增加率、由中子诱发反应引起的损失率、和由中子诱发反应引起的增加率的总和。
应该懂得，材料的蜕变计算取决于当前中子通量，而中子通量计算取决于像可裂变同位素和毒物那样的材料的浓度。这些计算可能以多种方式联系在一起，包括但不限于像龙格－库塔（Runge-Kutta）方法那样的迭代数值分析工具。如在现有技术中众所周知，完整描述龙格－库塔方法是多余的。但是，一般说来，显性龙格－库塔方法“求解”初值问题。
y'＝f(t，y)，y(t0)=y0，
使用如下方程：
其中，
k1=f(tn,yn)，
k2=f(tn+c2h,yn+a21hk1)，
k3=f(tn+c3h,yn+a31hk1+a32hk2)，
ks＝f(tn+cch,yn+as1hk1+as2hk2+...+as,s-1hks-1)。
为了指定特定龙格－库塔方法，可以供应整数s和一组系数aij，bij和ci。如果系数是如下这样的，则龙格－库塔方法是相容的：
i=2，...，s。
因此，例如，相容四阶龙格－库塔方程是：
yn+1=yn+1/6h(k1+k2+k3+k4)，
tn+1=tn+h，
其中，
k1=f(tn,yn)，
k2=f(tn+1/2h,yn+1/2hk1)，
k3=f(tn+1/2h,yn+1/2hk2)，以及
k4=f(tn+h,yn+hk3)。
因此，下一个值yn+1通过当前值yn加上间隔大小与估计斜率的乘积来确定。斜率是几个斜率的加权平均：k1是间隔始点的斜率，k2是通过使用欧拉（Euler）方法在点tn+h/2上使用斜率k1确定y的值的间隔中点的斜率；k3也是中点的斜率，但现在使用斜率k2确定y值；以及k4是间隔终点的斜率，它的y值是使用k3确定的。欧拉方法是一个阶段的龙格-库塔方法。欧拉方法主要估计斜率并使用那个斜率推进一小步。二阶龙格-库塔方法的例子包括中点方法和威享（Heun）方法。
因此，通过根据材料的之前数量和中子通量确定材料数量的平均变化率，可以确定核反应堆堆芯或感兴趣体块（在反应堆堆芯内或外）中的材料的更新数量（例如，存量或浓度）。这可以对核反应堆堆芯或感兴趣体块中的所有材料分别或同时进行。中子通量又可以通过根据堆芯中的材料数量确定通量的平均变化率来确定。
如果考虑反应堆的分体块而不是整个反应堆堆芯，则可以提高计算的精度。例如，可以根据反应堆堆芯的同质模型进行总体计算—将堆芯模拟成具有所有材料的均匀分布。通过将堆芯表达成由许多同质栅元组成的体块可以获得较高分辨率，允许每个栅元具有不同的材料浓度。尽管栅元无需是同质的，但通常优选同质栅元以简化计算。
如果分辨率足够高，则可以极高精度地表示堆芯。例如，可以使用每个具有所定义几何的栅元的三维几何和材料的浓度。栅元可以以许多方式定义，包括但不限于通过它们像曲面方程那样的边界曲面、和空间区域的交集和并集。输运计算通常为每个栅元确定反应的次数和横穿边界到每个邻接栅元的次数。
如图8A所例示，结构800可以由具有复杂形状的栅元形成。为了简单起见，只示出了两种尺度（即，截面）。但应该明白，栅元通常是三维的。此外，在这个非限制性例子中，位置和形状相对较统一。例如，示例性栅元802可以是球体。示例性栅元804可以是排除栅元802定义的体积的较大球体。示例性栅元806可以是排除栅元804的外球面围绕的体积的立方体。可替代的是，栅元802可以是向图内延伸一段距离的圆柱体，栅元804可以是排除栅元802的体积的由较大圆柱体确定的体积，和栅元806可以是排除栅元804外表面定义的圆柱体内的体积的长方体。在任何情况下，栅元802可以包括燃料材料、毒物材料、和结构材料的一种成分。栅元804可以含有燃料材料、毒物材料、和结构材料的第二种成分。栅元806只可以是结构材料的第三种成分（例如，包壳）。
如图8B所例示，可以将栅元组合在一起形成较大结构。例如，结构800可以代表长方体状燃料组件。结构830包括许多结构800。例如，结构830可以定义6个燃料细棒长×4个燃料细棒宽×50个燃料细棒深的燃料模块。因此，甚至可以形成更大的结构。例如，如图8C所例示，示例性结构860可以代表具有每个包括许多结构800（燃料组件）的19个结构830（例如，燃料模块）的排列的反应堆堆芯。因此，实际运行反应堆或详细反应堆设计的空间中的特定物理位置可以用栅元表示。可以使用代表运行期间的实际反应堆的详细模型进行计算。可以将结果用于作出有关反应堆控制的决定。类似地，可以根据所建议反应堆的表象进行计算，以测试运行过程或测试所建议燃料和毒物装载。
可以为每个栅元进行蜕变和输运计算。对于复杂模型，这可以导致部分由大量栅元引起的大计算负担。计算负担也随可能出现在每个栅元中的材料的数目而增加。在运行之前，反应堆已经包含大量材料（例如，各种燃料同位素、安装毒物同位素、结构同位素、慢化剂、反射体等）。但是，一旦运行起来，由于中子俘获，尤其中子诱发裂变，反应堆中的材料（例如，同位素）的数目显著增加。
来自给定能量的中子诱发的给定同位素的裂变的裂变产物的分布可以通过裂变产物产额曲线来描述。图9图示了示例性裂变产物产额曲线900。应该懂得，该曲线图图示了具有每种质量数（A）的裂变产物用百分比表示的总裂变产额。不止一种同位素具有给定质量数。因此，具有，例如，140的质量数的裂变产物落在曲线上质量数=140定义的点的下面。在这个例子中，在裂变产物产额曲线900上图示了U-235的热中子裂变产生的裂变产物。快中子诱发的U-235裂变的曲线具有相似但不同的形状。中子能量可以比“快”或“慢”更详细地分类。此外，其它可裂变同位素的裂变产额曲线具有相似但不同的形状。但是，一般说来，裂变产额曲线遵循这种具有两个峰状“鼓包”的“M”形状。因此，可以将曲线划分成两个部分，即，包括左峰922的左曲线部分912、和包括右峰924的右曲线部分914。因此，区域902落在左峰922和左曲线部分912的下面，和区域904落在右峰924和右曲线部分914的下面。随着反应堆运行起来，裂变产物的水平因裂变而趋向于升高（即，具有由裂变引起的产生率），但因衰变和中子俘获或“烧掉”而趋向于降低（即，具有由衰变和俘获引起的损失率）。蜕变计算可以用于确定或近似表示反应堆运行期间的这些水平。
如本文其它地方所讨论，像控制系统720那样的反应堆控制系统可以确定对反应堆700的局部中子反应性的适当校正（正的或负的）（例如，使反应堆700返回到像反应堆带功率运行期间的所希望局部温度那样的所希望运行参数）。为此，控制系统可以生成指示对局部中子反应性的所希望校正的控制信号（例如，控制信号724）。反应堆控制系统和控制信号不局限于像控制系统720和控制信号720那样的实施例。如果需要的话，反应堆控制系统也可以控制像控制棒那样的中子影响或吸收特征件，以便控制和/或关闭反应堆，这在现有技术中是众所周知的。反应堆控制系统也可以生成其它控制信号，以便通过命令改变反应堆冷却剂泵（例如，反应堆冷却剂泵22）的操作和/或包括但不限于反应堆外壳（例如，外壳24）或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等的反应堆系统中的各种阀门位置，命令改变各种流量，例如，吸热材料（例如，冷却剂）通过反应堆或反应堆的一些部分的流量。反应堆控制系统也可以命令改变断路器位置（例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等）。如在现有技术中众所周知，除了中子检测器（例如，感测中子通量以确定反应堆功率或在堆芯的一部分上的局部反应堆功率）、和流量和位置检测器（例如，文丘里型（venturi-type）流量探测器、阀门位置指示器、断路器位置指示器）之外，反应堆控制系统还可以具有温度输入端（例如，控制系统720接收来自温度检测器710的输入）。因此，反应堆控制系统可以响应总反应堆热功率和/或局部反应堆热功率控制吸热材料（例如，冷却剂）通过反应堆或反应堆的一些部分的流量，以便控制总温度和局部温度。反应堆控制系统还可以向操作人员提供指示和接受操作人员的输入。因此，反应堆控制系统监视反应堆的运行，可以提供一些其它自动控制特征（如改变流速和移动控制棒，或要不然定位中子影响或吸收材料，这些在本文其它地方作更详细描述），显示运行参数，以及为人工控制动作接受和执行操作人员的输入。
示例计算机系统
本发明的一些方面和/或特征可以通过软件、固件、硬件、或它们的组合来实现。一些计算可以使用速查表来近似。各个部件的硬件实现不局限于数字实现，也可以是模拟电路。另外，这些实施例可以在至少一个通信系统中以集中方式实现，或以不同元件可以分散在几个互连通信系统上的分布方式实现。适用于执行本文所述的方法的任何类型计算机系统或其它装置可能都是合适的。
图10图示了可以将本发明，或本发明的一些部分实现成计算机可读代码的示例计算机系统1000。本发明的各种实施例以这个示例计算机系统1000为背景来描述。在阅读了本描述之后，如何使用其他计算机系统和/或计算机架构实现本发明对本领域的普通技术人员变得显而易见。
计算机系统1000包括像处理器1004那样的一个或多个处理器。处理器1004可以是专用或通用处理器。处理器1004与通信基础设施1006（例如，总线或网络）连接。
计算机系统1000还包括主存储器1008，优选的是随机存取存储器（RAM），并且还可以包括辅助存储器1010。辅助存储器1010可以包括，例如，硬盘驱动器1012、可移除存储驱动器1014、任何类型的非易失性存储器、和/或存储棒。可移除存储驱动器1014可以包含软盘驱动器、磁带驱动器、光盘驱动器、闪速存储器等。可移除存储驱动器1014以众所周知的方式读和/或写可移除存储单元1018。可移除存储单元1018可以包含通过可移除存储驱动器1014读写的软盘、磁带、光盘等。相关领域的普通技术人员应该懂得，可移除存储单元1018包括含有存储在其中的计算机软件和/或数据的计算机可用存储介质。
在可替代实现中，辅助存储器1010可以包括使计算机程序或其它指令可以装入计算机系统1000中的其它类似器件。这样的器件可以包括，例如，可移除存储单元1022和接口1020。这样器件的例子可以包括程序盒和盒接口（如在视频游戏设备中找到的那种）、可移除存储芯片（如EPROM或PROM）和相关插口、以及使软件和数据可以从可移除存储单元1022传送到计算机系统1000的其它可移除存储单元1022和接口1020。
计算机系统1000还可以包括通信接口1024。通信接口1024使软件和数据可以在计算机系统1000与外部设备之间传送。通信接口1024包括调制解调器、网络接口（如以太网卡）、通信端口、PCMCIA插槽和卡等。经由通信接口1024传送的软件和数据具有可以是能够通过通信接口102接收的电、电磁、光、或其它信号的信号形式。这些信号经由通信路径1026提供给通信接口1024。通信路径1026传送信号，并且可以使用导线或电缆、光纤、电话线、蜂窝式电话链路、RF链路或其它通信信道来实现。
计算机系统1000也可以与反应堆控制系统1030耦合。如图所示，反应堆控制系统1030可以直接与通信基础设施1006交接。反应堆控制系统也可以经由通信接口1024或通信接口1024和通信路径1026交接。
在这个文件中，术语“计算机可读介质”和“计算机可用介质”一般用于指像可移除存储单元1018、可移除存储单元1022、和安装在硬盘驱动器1012中的硬盘那样的介质。存储在其它地方和在通信路径1026上传送的信号也可以体现本文所述的逻辑。计算机程序介质和计算机可用介质也可以指可以是半导体存储器（例如，DRAM等）、像主存储器1008和辅助存储器1010那样的存储器。这些计算机程序产品是将软件提供给计算机系统1000的器件。
计算机程序（也叫做计算机控制逻辑）存储在主存储器1008和/或辅助存储器1010中。计算机程序也可以经由通信接口1024接收。这样的计算机程序当被执行时，使计算机系统1000能够实现如本文所讨论的本发明。尤其，计算机程序当被执行时，使处理器1004能够用在执行像本文其它地方所述的流程图所例示的方法那样的本发明的过程中。于是，这样的计算机程序代表计算机系统1000的控制器。在本发明使用软件实现的情况下，软件可以存储在计算机程序产品中，并使用可移除存储驱动器1014、接口1020、硬盘驱动器1012或通信接口1024装入计算机系统1000中。
本发明还针对包含存储在任何计算机可用介质的代码的计算机程序产品。在当前背景下的计算机程序或软件指的是旨在使具有信息处理能力的系统执行直接或在如下操作的任何一种或两者之后执行特定功能的一组指令用任何语言、代码或记号的任何表达：a）转换成另一种语言、代码或记号；和b）以不同材料形式再现。这样的软件当在一个或多个数据处理设备中被执行时，使数据处理设备如本文所述运行。本发明的实施例应用现在已知或将来的任何计算机可用或可读介质。计算机可用介质的例子包括但不限于主存储设备（例如，任何类型的随机访问存储器）、辅助存储设备（例如，硬盘驱动器、软盘、CD ROM、ZIP盘、磁带、磁存储设备、光存储设备、MEMS（微机电系统）、纳米技术存储设备等）、和通信介质（例如，有线和无线通信网络、局域网、广域网、内联网等）。
映射反应堆材料的方法
既然已经讨论了核反应堆以及反应堆控制和模拟的例示性实施例，现在就讨论与之相联系的例示性方法。
下文是描绘过程实现的一系列流程图。为了易于理解起见，将流程图组织成初始流程图展示从整个“大局”观出发的实现，此后，将“大局”流程图的可替代实现和/或扩展展示成建立在一个或多个较早展示流程图上的分步骤或附加步骤。本领域的普通技术人员应该懂得，本文使用的展示风格（例如，从展示展示全景的流程图开始，此后在随后流程图中提供附加细节和/或进一步细节）一般说来便于迅速和容易地理解各种过程实现。另外，本领域的普通技术人员应该进一步懂得，本文使用的展示风格也十分适用于模块式设计范例。这些方块可以以任何次序或同时执行，除了另有规定。本发明的一些实施例不需要执行每个方块，不管该方块是否被明确标注或描述成可选的。其它实施例要求重复执行一个或多个方块，不管该方块是否被标注或描述成重复的。
现在参照图11，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1100。该方法1100从方块1105开始。
在方块1105中，根据至少在第一栅元中的至少一种材料的数量确定第一栅元中的通量。通量确定可以进一步基于第一栅元中的不止一种材料的数量和/或第一栅元中的前通量。此外，通量确定可以进一步基于一个或多个其它栅元中的一种或多种材料的数量。例如，可以通过输运计算（例如，解中子输运方程）来确定通量。“通量”可以是任何通量（例如，质子、α粒子、β粒子等），但通常是中子通量。通量可以通过使用通量平均变化率的数值分析方法来确定。通量平均变化率可以是加权平均（例如，如通过龙格-库塔方法或任何其它方法确定）。通量可能取决于第一栅元中的一种或多种材料的数量。通量可能进一步取决于一个或多个附加栅元中的一种或多种材料的数量。“数量”可以是质量或数量（例如，原子数），或可以是密度/浓度（例如，单位体积的粒子质量或数量）。一个栅元代表核反应堆中的一个物理位置或区域。反应堆可以是，例如，真实的或模拟的，当前正在运行的，或正在设计之中的。反应堆可以是任何类型或子类型的反应堆，包括轻水反应堆、重水反应堆、压水反应堆、沸水反应堆、传播核裂变爆燃波反应堆等。反应堆通常通过许多同质栅元表示，但也可以使用异质栅元。每个栅元可以具有与任何其它栅元相同或不同的形状或体积。材料可以是任何元素、分子、元素族、分子族、同位素、同位素族、同位素的同质异能素、可转换同位素、裂变产物、裂变产物毒物等。材料通常是元素和元素的同位素。因此，U-235和U-238通常是两种不同材料。
在方块1110中，根据第一栅元中的材料的之前数量和通量确定第一栅元中的一种或多种材料的一个或多个数量的平均变化率。例如，平均变化率可以通过蜕变率计算来确定。一种或多种材料的数量的平均变化率可以通过使用数量平均变化率的数值分析方法来确定。通量的平均变化率可以是加权平均（例如，如通过龙格-库塔方法或任何其它方法确定）。数量可能取决于第一栅元中的通量。一种或多种材料的平均变化率可以分别或同时（譬如，当通过蜕变方程耦合时）求解。
在方块1115中，根据平均变化率确定第一栅元中材料的更新数量。例如，更新数量可以通过进行蜕变计算来确定。一种或多种材料的更新数量可以分别或同时（譬如，当通过蜕变方程耦合时）求解。
在方块1120中，确定至少一个移动数额。移动数额可以是像希望移入栅元中或从栅元移出的材料的数额那样的一种或多种材料的任何数额。在这个方块中，一个或多个移动数额每一个都可以应用于第一栅元中的一种或多种材料。移动数额可以响应像通量和注量、功率水平（局部或整体）、温度等那样的一个或多个反应堆参数来确定。可以将反应堆参数与那个参数的阈值或设置点相比较。可以针对，例如，第一栅元中的一种或多种材料的每一种适当重复这个方块。
在方块1125中，将第一栅元中的更新数量调整移动数额。将一个或多个移动数额的每一个应用于第一栅元中的一种或多种材料的数量，因此增加或减少每个受影响数量。零的移动数量可以用于表示没有变化。在一个实施例中，可以将材料移到反应堆的外部。在这种情况下，可以跳过方块1130到方块1145。
在方块1130中，根据第二栅元中的至少一种材料的数量确定第二栅元中的通量。如上所讨论，通量确定可以进一步基于第二栅元中的不止一种材料的数量。此外，通量确定可以进一步基于一个或多个其它栅元中的一种或多种材料的数量。
在方块1135中，根据第二栅元中的材料的之前数量和通量确定第二栅元中的材料的数量的平均变化率。
在方块1140中，根据第二栅元中的平均变化率确定第二栅元中材料的更新数量。
在方块1145中，将第二栅元中的更新数量调整移动数额。
在方块1150中，确定对核反应堆的控制动作。控制动作可以是使用像移动中子吸收材料或流体、控制棒等那样的任何中子影响或吸收特征改变（正的或负的）反应堆的局部中子反应性；通过命令改变反应堆冷却剂泵的操作和/或包括但不限于反应堆外壳或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等的反应堆系统中的各种阀门位置，改变一种或多种的各种流量，例如，吸热材料（例如，冷却剂）通过反应堆的流量；以及改变一个或多个断路器位置（例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等）等。可以向用户显示确定的控制动作。在一个实施例中，这个方块是可选的。
在方块1155中，执行对核反应堆的控制动作。这种执行可以是自动的或人工的。在一个实施例中，这个方块是可选的。
在方块1160中，将大约移动数额的材料移入反应堆中的第一栅元位置中/从反应堆中的第一栅元位置中移出。在这个方块中，将实际数量与至少一种材料的一种或多种相对应的至少一种物质从一个位置中移出/移入一个位置中（即，从第一栅元位置中移出或移入第一栅元位置中）。这个方块可以结合方块1155来执行或分开执行。可以将转移数量的物质（即，大约移动数额的相应材料）与栅元所代表的位置中的部件（例如，包括燃料、毒物、结构部件，或这些部件的任何组合的组件）相联系，但未必这样做。在像模拟或估计反应堆设计那样的实施例中，这个步骤是可选的。
该方法终止在方块1160上，但可以继续转到如在其它图中的其它方法中所指的点A。
现在参照图12，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1200。方法1200从方块1210开始。如点A所例示，方法1200可以接在方法1100后面。
在方块1210中，将大约移动数额的材料移入第二栅元中/从第二栅元中移出。在这个方块中，将实际数量与至少一种材料的一种或多种相对应的至少一种物质从第二位置中移出/移入第二位置中（即，从第一栅元位置中移出或移入第二栅元位置中）。例如，与方法1100的方块1160结合，可以将数额大约等于相应材料的所确定移动数额的物质从第一栅元转移到第二栅元中或反过来。
该方法终止在方块1210上。
现在参照图13，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1300。方法1300从方块1305开始。如点A所例示，方法1300可以接在方法1100后面。例示性方法1300提供了沿着四栅元环路移动物质通过反应堆的示例性方法。在环路中的每个栅元上，移动的物质的数量和类型无需相同。本领域的普通技术人员应该懂得，可以适当扩展或收缩四栅元环路（即，包括更少或更多的栅元）。
在方块1305中，将大约移动数额的材料移入第二栅元中。例如，与方法1100的方块1160结合，可以将数额大约等于相应材料的所确定移动数额的物质从第一栅元转移到第二栅元中。
在方块1310中，确定第二移动数额。第二移动数额可以以如上所述的任何方式计算。
在方块1315中，将第二栅元中的数量调整第二移动数额。
在方块1320中，将大约第二移动数额的材料从第二栅元转移到第三栅元中。
在方块1325中，确定第三移动数额。
在方块1330中，将第三栅元中的数量调整第三移动数额。
在方块1335中，将大约第三移动数额的材料从第三栅元转移到第四栅元中。
在方块1340中，确定第四移动数额。
在方块1345中，将第四栅元中的数量调整第四移动数额。
在方块1350中，将大约第四移动数额的材料从第四栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块1350上。
现在参照图14，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1400。方法1400从方块1405开始。如点A所例示，方法1400可以接在方法1100后面。例示性方法1400尤其图示了混合来自第一栅元和第三栅元的一数额的一种或多种材料，并且将混合物的至少一部分移回到第一栅元中。可选地可以进行中子通量和蜕变计算的一次或多次附加迭代。本领域的普通技术人员应该懂得，可以扩展或收缩该例示性方法，以便包括使用更少或更多栅元的各种混合方法。
在方块1405中，将大约移动数额的材料移入第二栅元中。
在方块1410中，确定第二移动数额。
在方块1415中，将第二和第三栅元中的数量调整第二移动数额。
在方块1420中，将大约第二移动数额的材料从第二栅元转移到第三栅元中/从第三栅元转移到第二栅元中。
在方块1425中，根据第一栅元中的材料的当前数量和更新通量确定第一栅元中的材料的数量的新平均变化率。
在方块1430中，根据新平均变化率确定第一栅元中材料的新更新数量。
在方块1435中，确定第三移动数额。
在方块1440中，将第二和第一栅元中的数量调整第三移动数额。
在方块1445中，将大约第三移动数额的材料从第二栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块1445上。
现在参照图15，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1500。如点A所例示，方法1400可以接在方法1100后面。例示性方法1500提供了尤其将一数额的一种或多种材料移入加以保存的栅元位置（例如，保存箱或储存库等）中的示例性方法。虽然材料处在保存栅元位置中，但可选地可以进行中子通量和蜕变计算的一次或多次附加迭代。也可以将材料从保存栅元中移出（例如，移入非第一栅元所代表的位置中）。本领域的普通技术人员应该懂得，可以扩展或收缩该例示性方法，以便包括使用更少或更多栅元的各种保存方法。该方法1500从方块1505开始。
在方块1505中，将大约移动数额的材料移入第二栅元中。
在方块1510中，确定第二移动数额。
在方块1515中，将第二栅元中的数量调整第二移动数额。
在方块1520中，将大约第二移动数额的材料从第二栅元中移出。
在方块1525中，根据第一栅元中的材料的当前数量和更新通量确定第一栅元中的材料的数量的新平均变化率。
在方块1530中，根据新平均变化率确定第一栅元中材料的新更新数量。
在方块1535中，根据第二栅元中的材料的当前数量和通量确定第二栅元中的材料的数量的平均变化率。
在方块1540中，根据第二栅元中的平均变化率确定第二栅元中材料的更新数量。
在方块1545中，确定第三移动数额。
在方块1550中，将第一和第二栅元中的数量调整第三移动数额。
在方块1555中，将大约第三移动数额的材料从第二栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块1555上。
现在参照图16，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1600。例示性方法1600不同于例示性方法1100，但一些步骤可能相似。例如，例示性方法1600提供了连续移动材料而不是分立移动的例子。方法1600从方块1605开始。
在方块1605中，根据第一栅元中的至少一种材料的数量确定第一栅元中的通量。如上面所讨论，通量确定可以进一步基于第一栅元中的不止一种材料的数量。此外，通量确定可以进一步基于一个或多个其它栅元中的一种或多种材料的数量。这个方块类似于方块1105。
在方块1610中，根据第一栅元中的材料的之前数量和通量确定第一栅元中的材料的数量的平均变化率。这个方块类似于方块1110。
在方块1615中，确定第一栅元中的材料的至少一个移动速率。移动速率可以是像希望移入栅元中或从栅元移出的材料的移动速率那样的一种或多种材料的任何移动速率。在这个方块中，一个或多个移动速率每一个都可以应用于第一栅元中的一种或多种材料。移动速率可以响应像通量和注量、功率水平（局部或整体）、温度等那样的一个或多个反应堆参数来确定。可以将反应堆参数与那个参数的阈值或设置点相比较。可以针对，例如，第一栅元中的一种或多种材料的每一种适当重复这个方块。
在方块1620中，根据第一栅元中材料的移动速率调整第一栅元中的平均变化率。例如，第一栅元中的材料的平均变化率可以根据确定的移动速率来调整（提高或降低）。该调整可以对平均（例如，直接平均或加权平均）的单个平均变化率或各个变化率作出。不止一种材料的平均变化率可以分别或同时（譬如，当通过蜕变方程耦合时）求解。
在方块1625中，根据调整的平均变化率确定第一栅元中材料的更新数量。在一个实施例中，可以将材料移到反应堆的外部。在这种情况下，可以跳过方块1630到方块1645。
在方块1630中，根据第二栅元中的至少一种材料的数量确定第二栅元中的通量。如上所讨论，通量确定可以进一步基于第二栅元中的不止一种材料的数量。此外，通量确定可以进一步基于一个或多个其它栅元中的一种或多种材料的数量。
在方块1635中，根据第二栅元中的材料的之前数量和通量确定第二栅元中的材料的数量的平均变化率。
在方块1640中，根据至少一种材料的移动速率调整第二栅元中的平均变化率。
在方块1645中，根据调整的平均变化率确定第二栅元中的更新数量。
在方块1650中，确定对核反应堆的控制动作。在一个实施例中，这个方块是可选的。
在方块1655中，执行对核反应堆的控制动作。在一个实施例中，这个方块是可选的。
在方块1660中，以大约等于材料的移动速率的转移速率将材料移入第一栅元中/从第一栅元中移出材料。与方块1160一样，转移实际数量的至少一种物质，但该转移以等于适当移动速率的转移速率进行。在像模拟或估计反应堆设计那样的实施例中，这个步骤是可选的。
该方法终止在方块1660上，但可以继续转到如在其它图中的其它方法中所指的点B。
现在参照图17，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1700。方法1700从方块1705开始。如点B所例示，方法1700可以接在方法1600后面。
在方块1705中，以大约等于材料的移动速率的转移速率将材料从第二栅元中移出/移入第一栅元中。在这个方块中，将实际数量与至少一种材料的一种或多种相对应的至少一种物质从第二位置中移出/移入第二位置中（即，从第二栅元位置中移出或移入第二栅元位置中）。例如，与方法1600的方块1660结合，可以以适当移动速率将数额大约等于相应材料的所确定移动数额的物质从第一栅元转移到第二栅元中或反过来。
该方法终止在方块1705上。
现在参照图18，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1800。方法1800从方块1805开始。如点B所例示，方法1800可以接在方法1600后面。例示性方法1800提供了沿着四栅元环路以各种速率移动物质通过反应堆的示例性方法。在环路中的每个栅元上，移动的物质的速率和类型无需相同。本领域的普通技术人员应该懂得，可以适当扩展或收缩四栅元环路（即，包括更少或更多的栅元）。
在方块1805中，以大约等于材料的移动速率的转移速率将材料移入第二栅元中。
在方块1810中，确定第二栅元中的材料的第二（组）移动速率。
在方块1815中，根据材料的第二（组）移动速率进一步调整第二栅元中的平均变化率。
在方块1820中，以大约第二（组）移动速率将材料从第二栅元转移到第三栅元中。
在方块1825中，确定第三栅元中的材料的移动速率。
在方块1830中，通过第二栅元的第二（组）移动速率和/或第三栅元的所确定移动速率调整第三栅元中材料的平均变化率。
在方块1835中，以大约第三栅元的所确定移动速率将材料从第三栅元转移到第四栅元中。
在方块1840中，确定第四栅元中的材料的移动速率。
在方块1845中，通过第三栅元的所确定移动速率和/或第四栅元的所确定移动速率调整第四栅元中材料的平均变化率。
在方块1850中，以大约第四栅元的所确定移动速率将材料从第四栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块1850上。
现在参照图19，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法1900。例示性方法1900尤其图示了混合来自第一栅元和第三栅元的一数额的一种或多种材料，并且将混合物的至少一部分移回到第一栅元中。这些转移以各种速率进行。在转移期间可选地可以进行中子通量和蜕变计算的一次或多次附加迭代。本领域的普通技术人员应该懂得，可以扩展或收缩该例示性方法，以便包括使用更少或更多栅元的各种混合方法。方法1900从方块1905开始。如点B所例示，方法1900可以接在方法1600后面。
在方块1905中，以大约等于材料的移动速率的转移速率将材料移入第二栅元中。
在方块1910中，确定第二栅元中的材料的第二（组）移动速率。
在方块1915中，根据材料的第二（组）移动速率进一步调整第二栅元中的平均变化率和第三栅元中的平均变化率。
在方块1920中，以大约第二（组）移动速率将材料从第二栅元转移到第三栅元中/从第三栅元转移到第二栅元中。
在方块1925中，根据第一栅元中的材料的当前数量和更新通量确定第一栅元中的材料的数量的新平均变化率。
在方块1930中，根据新平均变化率确定第一栅元中材料的新更新数量。
在方块1935中，为第二栅元的材料确定第三（组）移动速率。
在方块1940中，使用第三（组）移动速率调整第一和第二栅元中材料的平均变化率。
在方块1945中，以大约第三（组）移动速率将材料从第二栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块1945上。
现在参照图20，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法2000。例示性方法2000提供了尤其以各种速率将一数额的一种或多种材料移入加以保存的栅元位置（例如，保存箱或储存库等）中的示例性方法。虽然材料被移入保存栅元位置中/从保存栅元位置移出，但可选地可以进行中子通量和蜕变计算的一次或多次附加迭代。也可以将材料从保存栅元中移出（例如，移入非第一栅元所代表的位置中）。该方法2000从方块2005开始。如点B所例示，方法2000可以接在方法1600后面。
在方块2005中，以大约等于材料的移动速率的转移速率将材料移入第二栅元中。
在方块2010中，确定第二栅元的材料的第二（组）移动速率。
在方块2015中，根据材料的第二（组）移动速率进一步调整第二栅元中的平均变化率。
在方块2020中，以大约第二（组）移动速率将材料从第二栅元中移出。
在方块2025中，根据第一栅元中的材料的当前数量和更新通量确定第一栅元中的材料的数量的新平均变化率。
在方块2030中，根据新平均变化率确定第一栅元中材料的新更新数量。
在方块2035中，根据第二栅元中的材料的当前数量和通量确定第二栅元中的材料的数量的新平均变化率。
在方块2040中，确定第二栅元中材料的第三（组）移动速率。
在方块2045中，根据第二栅元中的材料的第三（组）移动速率确定第一栅元中的材料的数量的平均变化率。
在方块2050中，根据第二栅元中的材料的第三（组）移动速率确定第二栅元中的材料的数量的平均变化率。
在方块2055中，以大约第三（组）移动速率将材料从第二栅元转移到第一栅元中。
该方法终止在方块2055上。
现在参照图21，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法2100。如本文其它地方所讨论，中子输运方程可以将截面数据用于反应堆中的一些或所有材料。方法2100图示了可以具有一种或多种如下好处的非限制性例子。可以减轻计算负担，降低对跨过入射粒子能谱的每种目标粒子的每种反应的详尽截面数据的需要，和/或提高当前方法的精度。方法2100从方块2105开始。
在方块2105中，选择第一栅元中的本体材料的相近物。本体材料是反应堆或反应堆栅元中的一种或多种材料可以用代理材料表示的材料。在一个实施例中，本体材料可以是裂变产物（元素、同位素、和/或同位素的同质异能素）。本体材料在像微观截面数据那样的微观性质方面可能未得到适当表征。例如，散射、辐射俘获、裂变等与各种能量的中子反应的一些截面可能是未知的。此外，本体的信息可能是众所周知的，但由于其它原因（如减轻计算负担），本体材料可能通过起代理作用的相近材料表示。相近物可以从多种代理材料中选择。在一个实施例中，可以从多种代理材料中选择许多相近物，以便针对不止一种性质将本体材料表示成代理。代理材料在相关微观截面数据方面通常是得到适当表征的。在一个实施例中，代理材料是具有经验确定微观量的实际材料（例如，同位素）。在进一步实施例中，代理材料包括一种或多种虚拟材料。虚拟材料基本上是各种截面和可选其它性质的一群虚拟值。可以根据许多准则的一条或多条准则将相近物选择成起本体的代理作用。通常，相近物具有这样的微观性质，使一定密度的相近物具有与本体的现有密度相似的微观性质。因此，可以根据本体的微观性质与每种相近物的微观性质的比较将相近物选择成起本体的代理作用。微观性质可以近似成具有与入射粒子（例如，中子）能量有关的一个或多个离散值，或可以作为入射粒子能量的函数来评估。在一个实施例中，一种或多种相近物的选择局限于从也是一种或多种可裂变材料发生裂变的裂变产物的一种或多种代理材料中选择。裂变产物可以进一步局限于一定能级的中子诱发的裂变。在进一步限制选择的实施例中，潜在相近物可以从在裂变产额曲线与本体材料相同的“鼓包”（例如，例示在图9中的裂变产额曲线900的左曲线部分912或右曲线部分914）下的代理材料中选择。在一个实施例中，潜在本体材料的数目大于代理材料的数目。例如，已知裂变产物数以千计。在进一步实施例中，代理材料的数目局限于相应较小数目（例如，在100，50，30，或20种以下）。在一个实施例中，这个方块通过下面所述的示例性方法2200来执行。
在方块2110中，确定所选相近物的代理数量。如上所讨论，相近物可以具有这样的微观性质，使一定密度的相近物具有与本体的现有密度相似的微观性质。代理数量是用于代表给定浓度下的本体的相近物的数量或密度（例如，浓度）。与微观性质一样，宏观性质也可以近似成一个或多个离散值或入射粒子能量的函数。
在方块2115中，对第一栅元中的多种本体材料的每一种重复方块2105和2110。在这个方块中，为多种本体材料（可能构成也可能未构成栅元中的所有材料）的每一种选择起代理作用的相近物。一种给定代理材料可以被选成不止一种本体材料的相近物。其它代理材料可能未被选成任何本体的相近物。为代理物是其相近物的每种本体确定每种代理物的代理数量。
在方块2120中，确定每种代理材料的总代理数量。在这个方块中，根据代理材料的每种相近物的代理数量确定每种代理物的总代理数量。例如，假设一种代理材料被选成三种不同本体材料的相近物。在执行了前面的方块之后，代理物可能具有三个代理数量（每个本体一个）。在这个方块中，根据三个代理数量确定总代理数量（例如，通过将它们相加）。
在方块2125中，根据第一栅元中的每种代理材料的总代理数量确定第一栅元中的通量。如本文其它地方所述，例如，通量可以通过输运计算（例如，求解中子输运方程来确定中子通量），并且可以进一步基于一个或多个其它栅元中的每种代理材料的总代理数量。通量可以通过一个或多个离散值来近似，或可以是连续函数，因此描述通量谱。通量可以是空间和/或通量相关的。通量可以通过包括蒙特卡罗方法的数值分析方法来确定。通量的平均变化率可以是加权平均（例如，如通过龙格-库塔方法或任何其它方法确定）。通量可能取决于第一栅元中的一种或多种材料每一种的数量。取代使用栅元中的每种材料的实际数量（例如，浓度），使用每种代理材料的总代理数量来计算。因此，在通量确定（例如，中子输运计算）中通过具有代理浓度的代理物计及了本体材料的截面数据和浓度。在代理物的数目相对较小的实施例中，可以显著减轻计算负担。
在方块2130中，根据第一栅元中的材料的之前数量和通量（例如，估计平均通量）确定一种或多种材料（本体或代理物）的更新数量。一种或多种材料可以是栅元中的材料子集。例如，可以通过可能考虑了产生率（例如，根据像裂变率那样的反应率）和衰变率（例如，使用衰变常数）的蜕变计算确定更新数量。一种或多种材料的更新数量可以分别或同时（譬如，当通过蜕变方程耦合时）求解。该计算可以包括根据指定时间长度计算更新数量。
在方块2135中，确定对核反应堆的控制动作。如上所述，控制动作可以是使用像移动中子吸收材料或流体、控制棒等那样的任何中子影响或吸收特征改变（正的或负的）反应堆的局部中子反应性；由于包括但不限于定域或总体反应堆功率的任何原因，通过命令改变反应堆冷却剂泵的操作和/或包括但不限于反应堆外壳或反应堆冷却剂截止阀、蒸汽截止阀等的反应堆系统中的各种阀门位置，改变一种或多种的各种流速，例如，吸热材料（例如，冷却剂）通过反应堆或反应堆的一些部分的流量；以及改变一个或多个断路器位置（例如，反应堆冷却剂泵电源断路器、蒸汽涡轮发电机输出断路器等）等。根据本文的教导，其它控制动作对于本领域的普通技术人员来说是显而易见的。可以向用户显示确定的控制动作。
在方块2140中，执行对核反应堆的控制动作。如上所述，这种执行可以是自动的或人工的。
该方法终止在方块2140上。
现在参照图22，其中提供了模拟和/或控制核反应堆的例示性方法2200。在一个实施例中，方法2200用于执行上面的方块2105。方法2200从方块2205开始。
在方块2205中，识别多个潜在相近物。继续描述方块2205，潜在相近物可能局限于作为或许一定能量的入射粒子诱发的某些同位素的裂变产物的材料。在一个实施例中，给定本体的潜在相近物可能局限于在与本体相同的裂变产额曲线的“鼓包”下的裂变产物。感兴趣的裂变产额曲线可能是，例如，一种特定可裂变材料的裂变反应的曲线或在入射粒子能量与可裂变材料的任何组合下多种裂变反应的曲线。潜在相近物也可能局限于其特征达到可适合作为代理材料所需的程度的材料。在一个实施例中，通过识别具有与本体材料“最相似”的原子质量数（A）的一定数目（例如，三种）代理材料选择给定本体的多种潜在相近物。“最相似”判断可以限于具有更大（或更小）原子质量数的代理材料。此外，“最相似”判断可以被迫取至少一种更小和一种更大（原子质量数）代理材料。在一些实施例中可能淘汰具有零或接近零的微观截面的潜在相近物。
在方块2210中，从多种潜在相近物当中选择相近物。一旦识别出多种潜在相近物，就可以从多种当中选择一种或多种相近物。在一个实施例中，可以通过比较像截面那样的一种或多种微观性质来选择相近物。因此，选择相近物所需的比较次数受在方块2205中确定为潜在相近物的材料的数目限制。
该方法终止在方块2210上。在一个实施例中，可以通过比较像截面那样的一种或多种微观性质来识别潜在相近物。在一些实施例中可能淘汰具有零或接近零的微观截面的潜在相近物。
关于本文几乎任何复数和/或单数术语的使用，本领域的普通技术人员都可以如适合背景和/或应用地将复数转换成单数和/或将单数转换成复数。为了简洁起见，本文未明确阐述各种单数/复数置换。
虽然已经显示和描述了本文所述的当前主题的特定方面，但对于本领域的普通技术人员来说，显而易见，可以根据本文的教导，不偏离本文所述的主题及其更宽广方面地作出改变和修改，因此，所附权利要求书将像在本文所述的主题的真正精神和范围之内那样的所有这样改变和修改包括在它的范围之内。而且，应该明白，本发明由所附权利要求书限定。本领域的普通技术人员应该明白，一般说来，用在本文中，尤其用在所述权利要求书（例如，所附权利要求书的主要部分）中的术语一般旨在作为“开放”术语（例如，动名词术语“包括”应该理解为动名词“包括但不限于”，动名词术语“含有”应该理解为动名词“至少含有”，动词术语“包括”应该理解为动词“包括但不限于”等）。本领域的普通技术人员还应该明白，如果有意表示特定数目的所介绍权利要求列举项，则在权利要求中将明确列举这样的意图，而在缺乏这样的列举的情况下，则不存在这样的意图。例如，为了帮助人们理解，如下所附权利要求书可能包含使用介绍性短语“至少一个”和“一个或多个”来介绍权利要求列举项。但是，即使同一个权利要求包括介绍性短语“一个或多个”或“至少一个”以及像“一个”或“一种”（例如，“一个”和/或“一种”通常应该理解成“至少一个”或“一个或多个”的意思）那样的不定冠词，这样短语的使用也不应该理解为暗示着通过不定冠词“一个”或“一种”介绍权利要求列举项将包含这样所介绍权利要求列举项的任何特定权利要求限制在只包含一个这样列举项的权利要求上；对于用于介绍权利要求列举项的定冠词的使用，这同样成立。另外，即使明确列举了特定数目的所介绍权利要求列举项，本领域的普通技术人员也应该认识到，这样的列举通常应该理解成至少具有所列举数目的意思（例如，在没有其它修饰词的情况下，仅列举“两个列举项”通常意味着至少两个列举项，或两个或更多个列举项）。而且，在使用类似于“A、B、和C等的至少一个”的习惯用法的那些情况下，一般说来，这样的结构旨在本领域的普通技术人员理解该习惯用法的意义上使用（例如，“含有A、B、和C的至少一个的系统”将包括但不限于只含有A，只含有B，只含有C，一起含有A和B，一起含有A和C，一起含有B和C，和/或一起含有A、B和C等的系统）。在使用类似于“A、B、或C等的至少一个”的习惯用法的那些情况下，一般说来，这样的结构旨在本领域的普通技术人员理解该习惯用法的意义上使用（例如，“含有A、B、或C的至少一个的系统”将包括但不限于只含有A，只含有B，只含有C，一起含有A和B，一起含有A和C，一起含有B和C，和/或一起含有A、B和C等的系统）。本领域的普通技术人员还应该明白，无论在描述、权利要求书还是附图中，出现两个或更多个可替代项目的几乎任何分隔词和/或短语应该理解成具有包括这些项目之一，这些项目的任一个，或两个项目的可能性。例如，短语“A或B”应该理解成包括“A”，“B”或“A和B”的可能性。关于所附权利要求书，本领域的普通技术人员应该懂得，本文所列举的操作一般可以按任何次序执行。这样可替代排序的例子可以包括重叠、交错、截断、重排、递增、预备、补充、同时、反向、或其它衍生排序，除非上下文另有所指。关于上下文，像“对...敏感”、“与...有关”或其它过去式形容词那样的术语一般无意排斥这样的衍生，除非上下文另有所指。
本文所述的主题有时图示了包含在其它不同部件内，或与其它不同部件连接的不同部件。应该明白，这样描绘的架构仅仅是例示性的，事实上，可以实现许多实现相同功能的其它架构。从概念上来讲，有效地“联系”实现相同功能的部件的任何安排，以便实现所希望功能。因此，本文组合在一起实现特定功能的任何两个部件可以看作相互“联系”，使得与架构或中间部件无关地实现所希望功能。同样，如此联系的任何两个部件也可以视作实现所希望功能的相互“可操作地连接”，“可操作地耦合”或“可操作耦合”，以及能够如此联系的任何两个部件也可以视作实现所希望功能的相互“可操作耦合”。可操作耦合的特例包括但不限于物理上可配对和/或物理上相互作用部件、可无线相互作用和/或无线相互作用部件、和/或逻辑上相互作用和/或逻辑上可相互作用部件。
虽然本文公开了各个方面和实施例，但其它方面和实施例对于本领域的普通技术人员来说是显而易见的。本文公开的各个方面和实施例用于例示的目的，而无意限制本发明的范围，本发明的真正范围和精神由如下权利要求指出。