KR0130203B1 - 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법 - Google Patents

가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법

Info

Publication number
KR0130203B1
KR0130203B1 KR1019890004436A KR890004436A KR0130203B1 KR 0130203 B1 KR0130203 B1 KR 0130203B1 KR 1019890004436 A KR1019890004436 A KR 1019890004436A KR 890004436 A KR890004436 A KR 890004436A KR 0130203 B1 KR0130203 B1 KR 0130203B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
power
core
reactor
measured
control
Prior art date
Application number
KR1019890004436A
Other languages
English (en)
Other versions
KR890016579A (ko
Inventor
지뤠 파트릭
Original Assignee
미셀 달사스
프라마톰
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 미셀 달사스, 프라마톰 filed Critical 미셀 달사스
Publication of KR890016579A publication Critical patent/KR890016579A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR0130203B1 publication Critical patent/KR0130203B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/16—Varying reactivity
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 가압수형 원자로의 동력으로의 신속한 복귀 능력을 결정하고 계산하는 방법에 관한 것이다.
본 발명의 방법은, 일반식 Pril = Prel +ΔP를 이용한 픽업 동력의 계산단계를 포함하고, 상기 식에서 Prip는 제어 바아상에서의 작용에 의해 얻어질 수 있는 최대 픽업 동력이며, Prel은 노심에 의해 방출된 중성자 유동의 인-라인 측정에 의해 결정된 노심에 의해 전달된 상대 동력이고, ΔP는 원자로의 제어 바아의 조립체가 관측된 삽입으로부터 최소 삽입으로 통과할 때 원자로의 제어 바아의 조립체의 퍼텐셜 반응도로부터 생기는 부가 동력이며 측정된 축방향 동력 분포 및 노심의 미리 설정된 소모를 포함하는 전력 조절군의 측정된 위치로부터 계산된다.

Description

가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법
도면은 원자력 발전소의 개략도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
1 : 노심 2 : 증기 발생기
4 : 일차 회로 5 : 가압기
12 : 이차 회로 13 : 터어빈
14 : 교류 발전기 15 : 응축기
16 : 이차 펌프
본 발명은 가압수형 원자력 발전소(pressurized water electro-nuclear power station)의 제어에 관한 것이고, 자세하게는, 상기 발전소의 전력이 신속히 복귀되는 능력의 결정 및 계산에 관한 것이다. 더욱 자세하게는 정격 전력에의 신속한 복귀를 가능하게 하기에 충분한 수준으로 발전소를 유지하기 위해 발전소가 중간 전력 수준일 때 제어 바아(control bar)의 조절에 의해 유용하게 되는 반응도(reactivity)의 계산에 관한 것이다.
가압수형 원자력 발전소는 공지되어 있다. 간단히 설명하면, 상기 발전소는 핵분열 물질(fissile material)을 포함하는 연료봉(fuel rod)으로 성형된 연료 조립체들을 용기에 내장하는 원자로(reactor)로 구성되고, 어떤 경우에는 중성자 흡수 물질을 포함하는 이동가능 제어봉(mobile control rod) 또는 바아들이 삽입된다. 함께 제어되는 연료 조립체의 제어 바아들은 제어군(control cluster)을 형성한다. 연료 조립체는 일차 펌프 및 증기 발생기를 각각 포함하는 수개의 일차 루프를 갖는 일차 회로를 통하여 유동하는 가압수내로 침수된다(plunged). 상기 루프들 중의 하나는 또한 원자로내의 수압을 유지하는 가압기로 구성된다. 가압수는 감속(moderating) 및 열운반(heat-carrying) 유체의 역할을 한다. 또한, 가압수는 붕소를 용액으로 포함하고 상기 붕소는 제어군과 같이 중성자 흡수 물질로서 원자로의 작동을 제어한다.
증기 발생기는 필수적으로 교류 발전기를 구동하는 터어빈, 응축기 및 펌프로 구성되는 이차 회로에 증기를 공급한다.
반응도는 원자로의 노심내의 연쇄반응(chain reaction)의 진행을 측정하는 것이다. 상기 연쇄 반응에서, 중핵(heavy nuclei)의 핵 분열에 의해 생성되고 일차 회로의 가압수인 감속재에 의해 감속되며, 용액중의 붕소 및 제어 바아에 의해 다소간 흡수되는 중성자는 또 새로운 핵분열을 일으킨다. 한 번의 발생으로부터 다음 발생기까지의 핵분열 수에 곱해지는 계수(k)는 대체로 1과 같다. 상기 계수는 일시적으로 1보다 클 수 있다. k의 1에 대한 양의 차이(positive difference)는 반응도라 불린다. 상기 반응도는 pcm(십만분의 1)으로 계산된다. 0이 아닌 반응도에서 연쇄 반응은 증가한다. 한편, 계수(k)는 1미만으로 될 수 있으며, 반응도는 음이 되고 항반응도(antireactivity)라 한다. 상기의 경우에 반응은 소멸하게 된다.
원자로의 동력은 반응도를 조절함에 의해, 실질상 제어 바아의 위치 및/또는 붕소 농도를 조절함에 의해 조절된다. 동력을 증가시키기 위해 양의 반응도가 제공되고 반응은 증가된다. 원자로내의 온도는 상승하고 일차 회로의 물의 밀도는 감소한다. 감속 효과는 감소되고 이는 항반응도의 제공과 마찬가지이며 결국 반응도와 균형을 이룬다. 그후 원자로는 증가된 동력 수준에서 안정된다. 동력을 감소시키기 위해서는 반대 직동이 수행된다.
그러므로 원자로는 발전소가 연결되는 그리드(grid)의 전기 요구 조건을 대체로 만족시키기 위해 필요한 열 동력을 전달 할 수 있다.
제어 바아 또는 붕소 수준은 사용하여 원자로를 제어하는 2가지 방법중의 선택에 있어서 고려할 사항중 제일 중요한 것은 제어 바아상의 작용은 즉각 효과를 가지지만 용액내의 붕소에 의해 작용은 비교적 느리다는 것이다.
또한, 용액내의 붕소 농도의 증가는 붕산의 저장 및 주입수단을 필요로 하고, 농도의 저하는 희석장치 및 특히 유출액(effluents)을 처리하고 저장하는 수단을 필요로 하며, 상기 수단은 재경로(recourse)가 용액내의 붕소를 사용하는 작용에 더욱 자주 그리고 더 오랜 기간동안 유지되기 때문에 매우 복잡하고 고가이다.
그러므로, 원자로 작동의 반응도상의 장기 효과(long term effect) 즉 기본적으로 크세논 효과 및 연료의 묵힘(ageing)을 보정하기 위해서만 붕소 용액을 사용하는 경향이 있다. 그러므로 전기 그리드의 요구 조건에 부응하기 위해 원자로에 의해 전달된 열 동력의 제어는 바람직하게는 제어 바아를 사용하여 수행된다. 그러나, 제어 바아의 삽입은 원자로내에서 생성된 동력의 축방향 분포에 편파적인 영향을 끼친다. 온도의 불균일은 원자로의 노심에 있어서 특히 가장 뜨거운 지점에서의 연료의 소모의 증가 및 크세논의 국소적인 생성을 초래하고 상기 요인들은 원자로 제어 과정을 제한하게 되는 영향을 미치고 용액내의 붕소의 수준상의 작용에 상호 연관된 재경로를 포함한다.
전기의 생산 전체에서 원자력 발전소가 차지하는 비중이 증가함에 따라, 초기에는 대체로 일정한 발전 수준을 갖는 기초 발전소로서 사용되었던 원자력 발전소가 부하(load)의 함수로서 사용되는 것이 필요하게 되어, 생산 수준은 매일의 변동 곡선을 따르게 되고, 심지어 원격 조절에 의한 유도 제어 모우드하에서는 생산 수준은 임의의 변동 곡선을 따르게 되어 제어 작용을 증가시켜 상기에 설명한 바람직하지 않은 결과를 일으키게 되었다. 그러므로 제어 바아를 사용하면서 축방향의 동력 분포(power distribution)의 왜곡(distortion)이 감소되고 상기 편파적인 영향이 제한되는 제어 방법을 알아내기 위한 시도가 행하여 졌다.
또한 그리드의 요구조건에 부응하기 위해 발전소가 중간 전력에서 작동하고 있을 때 전력으로 신속히 복귀되는 특정 능력을 갖는 것이 필요할 수도 있다. 상기 능력은 중간 전력에서 제어 바아의 그룹들이 충분히 삽입되었을 경우에만 보장될 수 있다.
그러므로, 프랑스 특허 제 2 395 572에는 전력 변동에 기인한 반응도 효과를 제어하기 위해 터어빈에만 필요한 동력에 따라 원자로의 동력을 변동시키 최소한 하나는 감소된 향반응도를 갖는 흡수성 물질군으로 형성된 그룹들이 변위되고, 또한 그룹 R로 불리는 그룹들이 원자로의 노심의 평균 온도 및 요구되는 출력 수준의 함수인 기준 온도 사이에서 항상 존재하는 차이의 함수로 매우 흡수성이 강한 군으로 성형되고, 용액내의 붕소의 농도상의 작용은 장기 반응도 효과를 보정함에 부가하여 특정 범위내에 그룹 R을 유지하는 역할을 하는 원자로 운영방법이 개시되어 있다.
동력으로의 신속한 복귀의 필요성은 특허 제 2 395 572호의 , 터어빈에서 요구되는 동력에 의해 위치가 한정되는 제1 제어 바아 조립체에 의한 제어 방법에 따르게 된다.
후에 프랑스 특허 제 2 493 582호에는 원자로의 노심에서 제어 바아의 그룹들의 결합된 변위에 의해 원자로를 제어하여 축방향 동력 분포의 교란이 항상 제한되어 용액내의 붕소에의 재경로를 피할 수 있고, 한편 상기 붕소의 농도는 크세논의 해제 효과 및 연료봉의 묵힘을 보상하기 위해서만 조절되는 방법을 개시하고 있다.
특허 제 2 493 582호의 상기 제어 방법에서 전력 제어 그룹 및 온도 조절 그룹 R 사이의 구별은 없어진다. 전력 제어 그룹의 위치는 복잡한 프로그램에 따라 연속적으로 변화 가능하다.
특허 제 2 493 582호의 상기 제어 방법에서, 동력으로의 신속한 복귀에 대한 필요성은 한편 노심내에 존재하는 제어 바아들이 야기할 수 있는 반응도가 바아들의 철회시(withdrawal) 동력으로의 요구되는 복귀를 허용하는 데 충분한 한도까지만 만족할 수 있다. 상기 유용한 반응도의 제어는 예컨대 크세논에 의한 노심의 중독(poisoning)의 수준이 증가할 경우 노심내의 붕산 농도상의 작용에 의해 평균 온도의 조절 효과하에서의 제어 바아의 추출(extraction)을 피하는 역할을 한다.
그러므로 본 발명은 제2로 고려된 제어 방법을 위해 그리고 더욱 일반적으로는 어느 제어 방법에도 적당한 가압수형 원자로의 동력으로의 신속한 복귀 능력을 결정하기 위한 방법을 제공한다.
본 발명에 따른 가압수형 원자로의 동력으로의 신속한 복귀 능력을 결정하고 계산하는 방법은 일반식
Figure kpo00001
를 적용하여 픽업(pick-up) 동력을 계산하는 것으로 구성되고, 상기 식에서 Prip는 제어 바아상에서의 작동에 의해 얻을 수 있는 최대 픽업 동력이고, Prel은 노심에 의해 방출된 중성자 유동의 인-라인 측정(in-line measurement)에 의해 결정된 노심에 의해 전달된 상대 동력이며, P는 원자로의 제어 바아의 조립체가 관측된 삽입으로부터 최소 삽입으로 통과할 때 원자로의 제어 바아의 조립체의 퍼텐셜 반응도로부터 발생하는 추가 동력이고, 식
Figure kpo00002
을 적용하여 계산되며, 상기 식중 EG는 측정된 축방향 동력 분포 및 노심의 미리 한정된 소모(exhaustion)와 관련된 동력 조절군의 측정된 위치의 결과인 항반응도이고, FP는 원자로의 노심내에서의 물의 밀도 분포의 왜곡에 의해 발생하는 측정된 실제 동력에서의 에러의 반응도 효과에 부응하며 측정된 축방향 동력 왜곡의 이차 함수인 제1 보정항이며, FT는 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기인 기준 온도 사이의 차의 반응도 효과에 부응하는 제2 보정항이고, EG1은 높은 동력에서 온도를 제어하기 위해 바아가 노심내에 부분적으로 삽입된 상태를 유지하는 것이 필요하다는 사실을 고려한 스케일 상수(scale constant)이며, AP는 반응도의 항으로 계산된 효과를 동력 변동으로 바꾸기 위한 항이다.
본 발명의 방법은 또한 원자로의 노심내의 물의 밀도 분포의 왜곡(distortion)에 기인하는 측정된 실제 전력에서의 차이(difference)의 반응도 효과에 대응하고 측정된 축방향 동력 왜곡의 이차함수인 제1 보정항 FP를 제공하며, 즉 FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²)으로 주어지고 p3,p4 및 p5는 일정한 크기를 갖는 계수(constant dimensioning coefficients)이다.
마지막으로 본 발명의 방법은 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기인 기준 온도 사이의 차이의 반응도 효과에 대응하는 제2 보정항 FT를 제공하고, 상기 보정항은 식 FT = p6 (Tmoy-Tref) 식으로 주어지며, p6은 일정 계수이고 Tmoy는 노심의 유입구 및 유출구에서의 일차 회로의 온도로부터 얻어진 원자로 노심의 평균 온도이다.
본 발명은 일차 회로내에서 용액내의 붕소의 수준을 수정하는 것으로 구성되는 보정작용을 수행하기 위한 픽업 동력의 사용을 포함한다.
이하 도면을 참조로 하여 본 발명을 상술한다.
제1도에서 가압수형 원자로의 노심이 (1)로 도시되어 있고, 상기 노심은 증기 발생기(2)를 갖는 일차 회로(4)에 연결된다. 가압수의 이동은 일차 회로(4)에 의해 추진된다. 가압기(5)는 일차 회로내의 물의 체적 및 압력을 유지한다. 상기 요소들은 봉입체(10)내에 배설되고 상기 봉입체를 관통하여 증기 발생기(2)에 연결된 이차 회로(12)의 파이프가 통과한다. 상기 이차 회로(12)는 교류 발전기(14)를 구동하는 터어빈(13), 응축기(15) 및 이차 펌프(16)으로 구성된다. 밸브(19 및 20)은 교류 발전기의 구동이 차단되어야 할 경우 이차 회로를 유지하기 위해 터어빈(13)을 바이-패스(by-pass)하는 것이 가능하도록 한다.
전술한 바와 같이, 원자로의 노심은 핵분열 물질을 포함하는 연료봉으로 성형된 연료 조립체를 용기에 내장하고 상기 연료 조립체중의 특정의 것에는 중성자 흡수 물질을 포함하는 제어봉 또는 바아(20)이 삽입된다. 함께 제어되는 연료 조립체의 제어 바아는 제어군을 형성한다. 연료 조립체는 일차 회로(4)를 관통하여 유동하는 가압수내로 침수되고, 상기 일차 회로는 사실 수개의 일차 루프들을 가지나, 상기 루프들 중 도면에 도시된 하나만이 가압기(2)를 포함한다. 가압수는 감속 유체 및 열운반 유체의 역할을 한다. 또한 상기 가압수는 제어군과 같이 원자로의 작동을 제어하기 위한 역할을 하는 중성자 흡수 물질인 붕소를 용액으로 포함한다.
일차 회로(4)내로 붕소를 붕산 형태로 주입하기 위한 회로는 도시되지 않았다.
최종적으로 도면은 C1내지 C6에 상이한 높이들에서의 중성자 유동을 측정하기 위해 용기 외측에서 원자로에 근접해서 배설된 이온화 챔버(ionization chamber)를 도시한다. 실제로, 상기 검출기는 상이한 높이에 따라 4개의 개별적으로 검출기의 형태를 가지며 상기 각각의 검출기의 출력 신호는 대응 높이에서 원자로에 의해 방출된 순간 동력을 나타내는 신호를 각각 전달하기 위해 조합된다.
또한, 일차 회로의 상이한 지점들에서의 온도, 제어 바아의 삽입 깊이 및 일차 회로내의 가압수의 붕소 함유량등의 다른 변수를 측정하고 결정하기 위한 장치들은 도시되지 않았다.
최종적으로, 공지된 바와 같이, 원자로의 노심의 상태는 원자로를 소정의 작동 상태에 위치키고나서 특정 측정을 수행함에 의해 주기적으로 재한정되고 상기 측정 중 일부는 측정시 노심내로 주입되는 프로우브를 포함한다.
작동시, 원자로의 실제 동력(Prel)은, 원자로의 정상 작동에서 예상되며 제어 바아의 삽입이 최소로 되는 최대 동력인 정격 동력의 분율의 형태로 나타내어진다. 실제 동력은 예컨대 검출기(C1내지 C6)에 나타난 중성자 유동으로부터 측정된다. 실제 동력 분포의 비대칭을 나타내는 값인 축방향 동력 왜곡은 또한 상기 검출기의 출력 신호로부터 유도된다. 제어 바아의 위치는 군들의 삽입 피치(insertion pitch)를 나타내는 카운터(counter)에 의해 직접적으로 지시된다. 기준 온도(Tref)는 원자로에 요구되는 동력의 함수로서 정의된다. 노심의 평균 온도(Tmoy)는 원자로의 가압수의 유입구 및 유출구에서 일차 회로에서 측정된 온도로부터 유도된다.
본 발명은 동력이 신속히 복귀되는 원자로의 능력을 결정하고 측정하는 방법에 관한 것이다.
본 발명에 의하면, 가압수형 원자로의 동력이 신속히 복귀하는 능력은 일반식
Figure kpo00003
를 적용하여 픽업 동력을 계산함으로써 평가되고, 상기 식중 Prip는 제어 바아상의 작동(acting)에 의해 얻을 수 있는 최대 픽업 동력이며, Prel은 노심에 의해 방출된 중심자 유동의 인-라인 측정에 의해 결정된 노심에 의해 전달된 상대 동력이고, ΔP는 원자로의 제어 바아의 조립체가 관측된 삽입으로부터 최소 삽입으로 통과할 때 조립체의 퍼텐셜 반응도로부터 생기는 부가적인 동력이며, 식
Figure kpo00004
으로부터 계산되고, 상기 식에서 EG는 측정된 축방향 동력 분포 및 노심의 미리 한정된 소모와 관련된 동력 조절 군의 측정된 위치의 결과인 향반응도이고, FP는 원자로의 노심내에서의 물의 밀도 분포의 왜곡에 의해 발생하는 측정된 실제 동력에서의 에러의 반응도 효과에 대응하며 측정된 축방향 동력 왜곡의 이차 함수인 제1 보정항이고, FT는 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기인 기준 온도 사이의 차이의 반응도 효과에 대응하는 제2 보정항이며, EG1은 높은 동력에서 온도를 제어하기 위해 바아가 노심내에 부분적으로 삽입된 상태를 유지하는 것이 필요하다는 사실을 고려한 스케일 상수이고, AP는 반응도의 항에서 계산된 효과를 동력 변동으로 바꾸기 위한 항이다.
본 발명의 일실시예에서, 항 EG는 행렬식
Figure kpo00005
으로부터 구해지고, 상기 식에서 [Pref] 및 [Pr]은 측방향 동력 분포를 나타내는 벡터들이며, [Pref]는 노심의 축방향 소모를 나타내기 위해 기준 형태로 주기적으로 재한정되며 [Pr]은 중성자 유동 검출기에 의한 인-라인 측정의 결과이다.
양자는 모두 [P] = [T]-1[S]-1[I] 형태의 식을 사용하여 결정되고, 상기 식에서 [P]는 축방향 동력 분포이며, [T]는 측정 시스템의 트랜스퍼 행렬(transfer matrix)이고 [S]는 검출기의 감도(sensitivity)의 행렬이며, [I]는 중성자 검출기의 출력을 나타낸다.
항 [A]는 동력 제어군에 의한 항반응도를 나타내는 대각선 행렬이고 전력 제어 그룹과 같은 수의 항의 합으로 [A] = C1[G1]와 같이 나타내어지고, C1는 미리 설정되거나 사전 측정된 그룹의 전체 효율이며, [G1]는 제어 그룹들의 삽입 피치 카운터에 의해 나타나는 제어 그룹들의 위치에 의해 직접적으로 한전되는 항들을 갖는 위치 행렬(position matrix)이다.
제1 보정항 FP는 원자로의 노심내에서 물의 밀도 분포 왜곡의 실제 측정된 동력에서의 반응도 효과에 대응하고, 측정된 축방향 동력 분포의 이차 함수이며, 식 FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²)으로 주어진다. 상기 식중 p3, p4 및 p5는 일정 크기 계수이다.
제2 보정항 FT는 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기인 기준 온도 사이의 차이의 반응도 효과에 대응하고 FT = p6(Tmoy-Tref)식으로 주어지며 상기 식에서 p6는 새로운 일정 계수이고 Tmoy는 노심의 유입구 및 유출구에서의 일차 회로의 온도로부터 얻어지는 원자로 노심의 평균온도이다.
상기 보정후에 제어 바아의 퍼텐셜 반응도의 결정은 고도로 정확하게 되어 항 EG1은 간단한 스케일 상수가 될 수 있다.
본 발명은 또한 위와 같은 결정되고 평가된 동력 능력의 신속한 복귀를, 대응되는 제어 방아의 낮아짐(lowering) 및 그 결과 동력 능력에의 신속한 복귀를 일으키게 되는 일차 회로내의 붕소 수준의 상승으로 구성되는 보정 작용을 임의의 수단에 의해 시작하기 위해 사용한다.
본 발명의 정신 및 분야를 이탈하지 않는 한도내에서 다양한 변화가 가능하다.

Claims (4)

  1. 가압수형 원자로의 동력에의 신속한 복귀 능력을 결정하고 계산하는 방법에 있어서, 일반식 Prip = Prel +ΔP를 이용한 픽업 동력의 계산 단계를 포함하고, 상기 식에서 Prip는 제어 바아상에서의 작용에 의해 얻어질 수 있는 최대 픽업 동력이며, Prel은 노심에 의해 방출된 중성자 유동의 인-라인 측정에 의해 결정된 노심에 의해 전달된 상대 동력이고, ΔP는 원자로의 제어 바아의 조립체가 관측된 삽입으로부터의 최소 삽입으로 통과할 때 원자로의 제어 바아의 조립체의 퍼텐셜 반응도로부터 생기는 부가 동력이며
    Figure kpo00006
    식에 의해 계산가능하고, 상기 식에서 EG는 측정된 축방향 동력 분포 및 노심의 미리 설정된 소모와 관련되고 전력 조절군의 측정된 위치로부터 발생하는 항반응도이며, FP는 원자로의 노심내에서의 물의 밀도 분포 왜곡에 의해 발생된 측정된 실제 동력에서의 에러의 반응도 효과에 대응하며 측정된 축방향 동력 왜곡의 이차함수인 제1 보정항이고, FT는 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기를 갖는 기준 온도 사이의 차이의 반응도 효과에 대응하는 제2 보정항이며, EG1은 고동력에서 온도를 제어하기 위해 노심내에 바아를 부분적으로 삽입된 상태로 유지하는 것이 필수적이라는 것을 고려한 스케일 상수이고, AP는 반응도의 항에서 계산된 효과를 동력 변동으로 바꾸기 위한 항인 것을 특징으로 하는 가압수형 원자로의 동력 복귀 능력의 결정 및 계산 방법.
  2. 제1항에 있어서, 제1 보정항 FP가 원자로의 노심내에서의 물의 밀도 분포의 왜곡에 의해 생기는 측정된 실제 동력에서의 차이의 반응도 효과에 대응하고, 측정된 축방향 동력 분포의 2차 함수이며, 식 FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²)으로 나타내어지며, 상기 식에서 p3,p4 및 p5는 일정 크기 계수인 것을 특징으로 하는 가압수형 원자로의 동력 복귀 능력의 결정 및 계산 방법.
  3. 제1항에 있어서, 제2 보정항 FT는 측정된 크기인 노심의 평균 온도 및 미리 설정된 크기인 기준 온도 사이의 차이의 반응도 효과에 대응하고 FT = p6(Tmoy-Tref) 식으로 나타내어지며, 상기 식에서 p6는 일정 계수이고 Tmoy는 노심의 유입구 및 유출구에서 일차 회로의 온도로부터 얻어지는 원자로의 노심의 평균 온도인 것을 특징으로 하는 가압수형 원자로의 동력 복귀 능력의 결정 및 계산 방법.
  4. 제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 일차 회로의 용액내의 붕소 수준을 수정하는 단계를 포함하는 보정 작용을 유발하기 위해 픽업 동력을 사용하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자로의 동력 복귀 능력의 결정 및 계산 방법.
KR1019890004436A 1988-04-05 1989-04-04 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법 KR0130203B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8804440 1988-04-05
FR8804440A FR2629624B1 (fr) 1988-04-05 1988-04-05 Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
FR88-04440 1988-04-05

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR890016579A KR890016579A (ko) 1989-11-29
KR0130203B1 true KR0130203B1 (ko) 1998-04-09

Family

ID=9364941

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019890004436A KR0130203B1 (ko) 1988-04-05 1989-04-04 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5039473A (ko)
EP (1) EP0336338B1 (ko)
JP (1) JPH0212099A (ko)
KR (1) KR0130203B1 (ko)
CA (1) CA1301375C (ko)
DE (1) DE68905057T2 (ko)
ES (1) ES2054915T3 (ko)
FR (1) FR2629624B1 (ko)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101146950B1 (ko) * 2010-10-15 2012-05-23 한국수력원자력 주식회사 원자로 붕소농도 자동제어장치

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2901401A1 (fr) * 2006-05-22 2007-11-23 Areva Np Sas Methode de regulation de parametres de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
DE102008000029A1 (de) 2008-01-10 2009-07-16 Lanxess Deutschland Gmbh Geschirrreinigungsmittel
KR101489612B1 (ko) 2010-12-27 2015-02-04 로무 가부시키가이샤 휴대 전화
JP5783352B2 (ja) 2011-02-25 2015-09-24 株式会社ファインウェル 会話システム、会話システム用指輪、携帯電話用指輪、指輪型携帯電話、及び、音声聴取方法
KR101973346B1 (ko) 2012-01-20 2019-04-26 파인웰 씨오., 엘티디 연골 전도부를 갖는 휴대 전화
KR20180061399A (ko) 2012-06-29 2018-06-07 로무 가부시키가이샤 스테레오 이어폰
EP3038330B1 (en) 2013-08-23 2020-05-06 FINEWELL Co., Ltd. Portable telephone
WO2015060230A1 (ja) 2013-10-24 2015-04-30 ローム株式会社 腕輪型送受話装置、腕輪型報知装置
JP6551919B2 (ja) 2014-08-20 2019-07-31 株式会社ファインウェル 見守りシステム、見守り検知装置および見守り通報装置
EP3236669A4 (en) 2014-12-18 2018-10-03 Rohm Co., Ltd. Cartilage conduction hearing device using electromagnetic-type vibration unit, and electromagnetic-type vibration unit
CN107848125B (zh) 2015-07-15 2021-04-27 株式会社精好 机器人和机器人系统
JP6551929B2 (ja) 2015-09-16 2019-07-31 株式会社ファインウェル 受話機能を有する腕時計
KR102108668B1 (ko) 2016-01-19 2020-05-07 파인웰 씨오., 엘티디 펜형 송수화 장치
JP2020053948A (ja) 2018-09-28 2020-04-02 株式会社ファインウェル 聴取装置
US11227697B2 (en) * 2018-10-29 2022-01-18 Framatome Inc. Self-powered in-core detector arrangement for measuring flux in a nuclear reactor core

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5135890A (en) * 1974-09-20 1976-03-26 Hitachi Ltd Genshiro no jidokidoseigyosochi
US4075059A (en) * 1976-04-28 1978-02-21 Combustion Engineering, Inc. Reactor power reduction system and method
US4222822A (en) * 1977-01-19 1980-09-16 Westinghouse Electric Corp. Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
US4187144A (en) * 1977-05-23 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor power supply
FR2395572A1 (fr) * 1977-06-23 1979-01-19 Framatome Sa Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee
FR2438320A1 (fr) * 1978-10-05 1980-04-30 Framatome Sa Procede de conduite d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau legere
FR2493582A1 (fr) * 1980-11-03 1982-05-07 Framatome Sa Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande
GB2122409B (en) * 1982-06-17 1985-10-16 Westinghouse Electric Corp Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system
JPS5938686A (ja) * 1982-08-27 1984-03-02 株式会社日立製作所 原子炉出力制御装置
FR2542493B1 (fr) * 1983-03-11 1985-12-27 Framatome Sa Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101146950B1 (ko) * 2010-10-15 2012-05-23 한국수력원자력 주식회사 원자로 붕소농도 자동제어장치

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0212099A (ja) 1990-01-17
US5039473A (en) 1991-08-13
ES2054915T3 (es) 1994-08-16
EP0336338A1 (fr) 1989-10-11
EP0336338B1 (fr) 1993-03-03
DE68905057T2 (de) 1993-06-17
KR890016579A (ko) 1989-11-29
DE68905057D1 (de) 1993-04-08
CA1301375C (fr) 1992-05-19
FR2629624A1 (fr) 1989-10-06
FR2629624B1 (fr) 1990-11-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR0130203B1 (ko) 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법
KR101577095B1 (ko) 미임계 반응도 측정 방법
US6801593B2 (en) Subcritical reactivity measurement method
Sipush et al. Load-follow demonstrations employing constant axial offset power-distribution control procedures
US4222822A (en) Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
KR0148481B1 (ko) 가압수형 원자로의 비상차단한계의 결정및 평가방법
JPH047477B2 (ko)
JPS605917B2 (ja) 加圧水形原子炉の出力制御装置
Moore The control of a thermal neutron reactor
Shimazu Transient xenon analysis in a molten salt breeder reactor
RU2046406C1 (ru) Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора
Nakamura et al. High power transient characteristics and capability of NSRR
Itagaki et al. Control-rod interference effects observed during reactor physics experiments with nuclear ship “MUTSU”
Ravnik Determination of research reactor safety parameters by reactor calculations
Pollmann et al. Stability measurements in the German nuclear power plant Wuergassen during cycle 14
KR800001625B1 (ko) 원자 로심의 축방향 출력분포 검사방법
Oka et al. Measurement of neutron noise in the presence of a vibrating control plate
Varnes OMRE LOW FLUX EXPERIMENTS AND APPROACH TO FULL POWER
Hossain et al. Design and Simulation of an Automatic Control Rod Position Controller System Incorporating Temperature and Xenon Poisoning Feedback for BAEC TRIGA Mark II Research Reactor
Christman Summary of calculational and experimental physics results for Shippingport PWR-1 Seed 1
JPH01244393A (ja) 制御棒駆動制御装置
Itagaki et al. Measurement of Xenon Reactivity in the Reactor of the Nuclear Ship “MUTSU”
Hamric OPERATING PHYSICS EXPERIENCE AT HANFORD.
Ragheb Point Reactor Kinetics
Lindahl et al. Power operation, measurement and methods of calculation of power distribution

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20051115

Year of fee payment: 9

LAPS Lapse due to unpaid annual fee