KR100605815B1 - 원자로 보호 시스템 및 원자로 노심 모니터링 방법 - Google Patents

Abstract

본 발명은 원자로의 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 모니터링하여 불안전 상태의 개시가 검출될 경우 원자로의 임계점을 감소시키는 안전 등급 보호 시스템을 제공하는 것으로, 노심의 내부 또는 근처에서 다수의 축 및 반경 방향의 위치에서 출력을 실시간으로 직접 검출하여 3차원 실시간 노심 출력 출력을 제공하고 있다. 이 시스템은 노심 냉각재 입구 온도, 압력 및 흐름량의 측정값과 함께 상기 출력을 처리하여 연료 중앙 온도와 연료 소자의 경계에서의 열 전달 상태와 노심 내에서의 출력 변화율을 실시간으로 검출한다.

Description

원자로 보호 시스템 및 원자로 노심 모니터링 방법{NUCLEAR REACTION PROTECTION SYSTEM}

본 발명은 일반적으로 원자로 보호 시스템에 관한 것으로, 특히 원자로 노심 내의 반경 방향 및 축 방향으로 분포되고 이격된 다수의 위치에서 발생하는 출력을 직접 실시간으로 측정하고 그 정보와 노심로부터 이탈되는 열을 나타내는 센서 출력을 사용하여 원자로의 열적 보호가 개시되어야 할 때를 판정하는 방법 및 장치에 관한 것이다.

여러 수많은 에너지 변환 장치의 성능과 마찬가지로 원자로의 성능은 부품 재질이 고장없이 견디어 낼 수 있는 온도에 의해 제한된다. 연료봉 혹은 연료핀 어레이로 구성되는 연료 조립체의 어셈블리를 포함하는 노심을 갖는 원자로의 경우, 온도의 상한값은, 채용된 연료봉 혹은 연료핀을 클래딩하는 재료에 의해 결정된다. 과도한 온도로부터 원자로 노심을 적절히 보호하기 위해서는, "가장 뜨거운" 연료핀 혹은 노심내의 인접한 연료핀들 사이의 "가장 뜨거운" 냉각재 채널의 온도를 검사할 필요가 있는데, 이는 최고온 연료핀에서 아마도 가장 먼저 손상이 발생할 것이기 때문이다. 따라서 "가장 뜨거운" 연료핀 혹은 채널은 안전한 원자로 노심 동작에 대한 제한 요인이 된다.

주지하고 있는 바와 같이, 연료 성분의 핵분열 프로세스(fission process)에 의해 원자로 내에 열이 생성된다. 그러나 이 핵분열 프로세스는 열뿐만 아니라 방사성 동위 원소를 생성하는데, 이 방사성 동위 원소는 잠재적으로 유해하며 주위환경으로 유출되는 것을 막아야 한다. 이러한 목적 달성을 위해, 핵분열 부산물을 존속시키는 재료로 연료를 클래딩한다. 클래드 과열을 막고, 클래드 손상이나 결함으로 인해 발생할 수도 있는 핵분열 부산물의 유출을 방지하기 위해 원자로 노심을 통해 냉각재가 순환된다. 연료 요소로 부터 순환중인 냉각재로 전달되는 열은 스팀 생성기 내에서 원자로 노심의 사용 가능한 에너지 다운스트림 형태로 추출된다. 따라서, 예를들어 가압수 원자로 시스템(pressurized water reactor system)의 경우 노심을 통해 흐르는 물은 압력하에서 흐르게 되고 스팀 생성기의 튜브측으로 펌핑되는데, 여기서 그의 열이 스팀 생성기의 셀 측(shell side)상의 물로 전달된다. 셀 측상의 물은 저압하에 있으며, 따라서 전달된 열 에너지에 의해 이차적인 물이 끓게 된다. 이렇게 생성된 스팀은 터빈을 구동시키는데 사용되며, 이 터빈은 전기 생성을 위한 발전기의 모터를 구동한다.

냉각재가 원자로 노심을 순환하게 됨에 따라, 열은 필름 전도(film conduction)로 지칭되는 과냉 대류(subcooled convection) 혹은 핵 비등(nucleate boiling)을 통해 냉각재로 전달된다. 핵 비등은 상위 레벨의 열 플럭스에서 발생하며, 보다 많은 에너지가 냉각재로 전달되어 원자로가 보다 높은 레벨의 효율로 동작하도록 하기 때문에 바람직한 열 제거 방법이다. 핵 비등은 열 전달 표면 상의 핵 형성 지역에 스팀 거품을 형성한다는데 그 특징이 있다. 이러한 거품은 그 표면으로 부터 이탈되어 주 냉각재 스팀 내로 운반된다. 벌크 냉각재 엔탈피(bulk coolant enthalpy)가 포화 상태에 도달하지 않은 경우, 스팀 거품은 채널 내에서 순 증기(net vapor)를 형성하지 않고 붕괴된다. 이러한 현상은 과냉 비등 혹은 국소 비등으로 지칭된다. 벌크 유체 엔탈피가 포화된 액체의 엔탈피 이상인 경우, 스팀 거품은 붕괴되지 않고 냉각재는 벌크 비등(bulk boiling) 상태에 있다고 한다.

열 플럭스가 매우 높은 값으로 증가하게 되면, 핵 비등 동안 열 전달 표면 상에 거품이 고속으로 형성되며, 그에 따라 거품은 그들이 생성되는 속도만큼 빠르게 운반되지는 못한다. 다음에 거품은 열전달 표면 상에서 합체되어 증기 블랭킷(vapor blanket) 혹은 필름을 형성하는 경향이 있다. 이 필름은 열전달에 대한 차단율이 높으며, 열 플럭스의 추가적인 증가가 없더라도 그 필름 양단간의 온도 강하(temperature drop)가 매우 커지게 될 수 있다. 핵 비등에서 필름 비등으로의 전이를 "핵 비등으로부터의 이탈(departure from nucleate boiling;DNB)"이라 한다.

보호 동작을 필요로 하는 또다른 조건은 연료 핀들중의 하나에서 높은 국부 출력 밀도가 발생하는 경우이다. 과도한 국부 출력 밀도는 중심 라인 연료 용융을 발생시켜 연료 클래드 무결성을 훼손할 수 있다. 또한, 냉각재 손실의 사고가 발생하는 경우에도, 과도한 국부 출력 밀도의 상태가 허용될 수 없는데, 이는 냉각재가 손실되면 과도한 국부 출력 밀도로 인해 클래드 온도가 허용가능한 한계치를 초과할 수도 있기 때문이다. 원자로 설계자는 냉각재 손실 사고를 분석하여, 냉각재 손실 사고의 초기에 허용가능한 최대 국부 출력 밀도에 대한 값을 수용 가능한 결과 기준들이 충족되도록 설정한다. 일반적으로, 최대 국부 출력 밀도 한계치는 센티미터당 와트의 단위를 갖는 선형 출력 밀도(LPD) 한계치로서 규정된다.

동작 한계치로서 작용하는 제 3 조건은 구동을 위해 특정 원자로에게 허여되는 허용 출력이다. 원자로 동작의 안전성을 위해서는, 동작에 대한 이러한 세 가지 제한 요건 모두가 모니터링되어야 한다. DNB가 발생할 경우 결과할 수 있는 열 전달 계수의 감소 및 그에 수반하는 높은 클래드 온도로 인해 혹은 과도한 국부 출력 밀도로 인해 클래드가 손상될 수도 있기 때문에, 이들 상태들의 개시가 감지되거나 예측되어야 하며, 핵분열 속도 감소 형태의 교정 동작이 신속히 이루어져야 한다. 원자로내의 DNB를 모니터링하는 한가지 방법은 DNB의 발생 확률에 대한 원자로 상태를 나타내는 인덱스 혹은 상관값을 발생시키는 것이다. 이러한 상관값을 핵비등으로부터의 이탈 비율(Departure from Nucleus Boiling Ration : DNBR)이라 한다. DNBR 및 LPD 제한치들은 적절한 설계 한계에 대한 동작의 근접성을 나타낸다.

원자력 발전소와 같은 복잡한 프로세스에서는, 압력, 온도, 흐름, 레벨, 방사, 및 여러 부품들의 상태, 즉 밸브의 위치, 제어봉 상태, 및 펌프가 동작중인지의 여부 등과 같이 프로세스에서의 다양한 물리적 상태를 측정하기 위해 여러 센서가 제공된다. 이러한 측정은 전반적으로 세가지의 상이한 기능, 즉 프로세스 제어, 감시 및 보호 기능을 수행하는데 사용된다. 프로세스 제어는 원하는 결과를 달성하기 위해 프로세스 상태의 자동 혹은 반자동 조정을 포함한다. 감시 기능은 원하는 결과가 달성되고 있는 중인지를 결정하는 프로세스 상태 모니터링 기능을 포함한다. 보호 기능은, 동작 상태가 기 설정된 설계 한계값을 초과하지 못하도록 하고, 설계 한계값을 벗어난 동작의 악영향을 경감시키기 위한 조치를 취하기 위해, 프로세스의 비정상 상태에 대한 자동 응답 기능과 관련된다. 특히 원자력 발전소의 경우, 보호 기능은 상술한 세가지 기능 중에 가장 많이 요구되는 기능이다. 보호 시스템의 신뢰성을 보장하기 위해 다중성 임계값 센서 세트들이 제공된다. 발전소의 이용성을 향상시키기 위해, 응답 개시에 대한 선행 조건으로, 용장 센서들에 의해 생성되는 신호들 간에 상관이 이루어져 정상 동작의 의사 중단(spurious interruption) 확률을 감소시킨다. 가령, 전형적으로 네 개의 용장 센서들이 제공되며, 비상 혹은 안전 시스템을 작동시키기 위해서는 네 개의 센서들 중 적어도 두 개의 센서에 의한 지시가 필요하다.

몇가지 중요한 프로세스 상태, 예를들어 가압수 원자로의 경우 가압기 압력과 같은 프로세스 상태는 직접 측정될 수 있다. 다른 프로세스 상태들은, 전술한 바와 같이, DNBR과 같은 측정되는 파라미터로부터 계산된다. 어느 경우든, 기존의 상태는 사전선택된 한계값과 비교되며, 만약 한계값을 초과하면 디지털 신호가 생성된다. 이러한 디지털 신호를 보호 시스템 액츄에이션 신호라 하며, 그 신호는 원자로를 셧다운시키거나 트립시키는 시스템을 작동시키는데 사용되는 트립 신호와, 주지된 바와 같이 다른 플랜트 비상 시스템의 동작을 개시하는데 사용되는 공학적 안전장치 액츄에이션 신호를 포함한다. 응답을 개시하는데 하나 초과의 그러한 액츄에이션 신호가 필요하기 때문에 그 신호들을 "부분적 트립" 혹은 "부분적 공학 안전 장치 액츄에이션 신호"라 한다. 전형적인 종래 시스템에 있어서, 센서 신호들은 채널 세트에서의 처리를 위해 그룹화되며, 이때 각각의 채널 세트는 각 다중 센서 신호 세트로부터의 하나의 센서 신호를 포함하고 있다. 전술한 바와 같이, 공통 장치는 처리를 위해 네 개의 채널 세트에 배열된 대부분의 파라미터들을 위한 네 개의 다중 센서들을 제공하기 위한 것이다. 종래의 시스템에서, 각각의 채널 세트는 센서 신호를 적절한 범위로 변환시키고, 필요한 경우 측정된 값으로부터 원하는 파라미터를 계산하며, 결과하는 신호와 선택된 한계값을 비교하여, 한계값을 초과하는 경우에 보호 시스템의 액츄에이션 신호를 생성하는 다수의 처리 회로를 포함한다.

전형적인 종래의 보호 시스템에 있어서, 각 파라미터에 대한 각 채널 세트로부터의 네 개의 부분적 트립과 부분적 공학 안전 장치 액츄에이션 신호가 두 개의 다중성 로직 회로에 인가되며, 이 회로들 각각은 부분적 보호 시스템의 액츄에이션 신호에 대해, 전술한 바와 같은 네 개 중 두 개와 같은 선택된 보팅 로직(voting logic)을 수행한다. 두 개의 로직 회로 중의 어느 하나의 회로에서 대응하는 네 개의 부분적 액츄에이션 신호 중의 두 개의 신호가 개시되면, 적절한 비상 및 안전 제어 시스템이 작동된다.

설계 한계값 혹은 설정 포인트와 비교될 노심 보호 기능을 결정하는 계산을 하는데 있어서, 두 개의 일반적인 사항이 고려된다. 그 첫 번째는 노심로부터 이탈되는 열의 양의 계산으로서, 주요 시스템의 흐름 속도, 냉각재 온도, 및 압력으로부터 결정된다. 흐름 속도 및 압력은 모두 신뢰성있게 모니터링될 수 있다. 그러나, 일부 종래 기술의 장치는 이러한 계산을 위해 노심 출구 온도를 모니터링하는데, 그 이유는 그 값이 출력 계산에도 적용될 수 있기 때문이다. 그러나, 노심이 배출하는 냉각재의 온도는 계층화될 수 있으며, 그에 따라 센서 표시의 가변성때문에 쉽게 불확실성이 증가된다. 원자로 용기의 입구에 흐르는 냉각재는 혼합이 잘되며 따라서 이러한 계산에 대해 훨씬 더 신뢰성이 있다. 두 번째 사항은 노심 내에 삼차원 출력 분포를 설정하는 것이다. 종래 기술의 시스템은 원자로 용기의 주변부 주위에 위치한 원자로 외부 검출기들로 부터 도출되는 신호에 의존하여, 계산 모델로부터의 노심 내 출력 분포와, 축 방향 경사 및 전체적인 출력 분포를 식별하는데 사용되었던 지연된 노심 내 검출기 응답을 합성하였다. 그 결과, 이러한 모델들 및 부가적인 센서 입력(부가적인 센서 입력은 예를들어, 제어봉 위치와 노심 출구 온도로써, 출력 분포의 평가에 있어서 그 불확실성을 증가시킴)의 불확실성 요소에 대한 여분의 마진이 설정 포인트에 형성되어야 했다. 그러한 종래의 시스템은 1992년 5월 18일에 특허 등록된 미국 특허 제 4,330,367호에 개시되어 있다.

따라서, 원자로 동작의 신뢰성과 효율성을 개선시키기 위해 감소된 설정 포인트 마진으로 동작할 수 있는 개선된 보호 시스템이 필요하다. 노심 전체에 걸쳐 축 방향 및 반경 방향으로 이격된 다수의 위치에서 노심 출력의 직접적이고 실시간적인 측정에 의존하는 시스템을 제공하는 것이 바람직하다. 국부 원자로 출력 생성의 결정시에 전체적으로 신뢰성이 있으며 불확실성이 적은 원자로 센서 입력을 갖는 것이 바람직하다.

도 1은 핵 출력 생성 시스템의 주요부를 개략적으로 도시한 도면이며,

도 2는 본 발명의 보호 시스템 아키텍쳐를 도시한 도면이며,

도 3은 본 발명의 센서 신호의 처리를 위한 블럭도이다.

안전 등급 보호 시스템은 핵 원자로의 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 모니터링하여, 불안전한 상태의 개시가 검출되면, 핵 반응의 임계점을 감소시키는 명령을 제공한다. 이 시스템은 핵 반응 소스인 연료 번들(fuel bundle)의 내부 및 주변의 다수의 축 방향 및 반경 방향 포인트에서 노심 내에 생성된 출력을 직접 실시간으로 측정하는 3차원 노심 내(in-core) 출력 모니터로부터의 입력을 수신한다. 또한 이 시스템은 노심로부터 이탈되는 열의 파라미터 특성을 실시간적으로 모니터링하는 다수의 센서로부터의 입력을 수신한다. 이 시스템은 출력 모니터와 다수의 센서로부터의 입력을 처리하고, 이들 입력들로부터, 연료의 실제 상태, 각 연료 소자의 경계에서의 열 전달 상태 및 노심 내부의 출력 변화율을 나타내는 값을 직접 실시간으로 계산하며, 이들 각 상태에 대해 허용가능한 동작의 한계치를 나타내는 대응하는 설정 포인트들과 이 값들을 비교한다. 이 시스템은, 이 설정 포인트들중 임의의 포인트를 초과하면 노심 내부의 핵 반응을 임계점 미만으로 감소시키는 신호를 보낸다.

본 발명의 바람직한 실시예에 있어서, 이 시스템에 의해 계산되는 상태는 연료 중심 라인의 온도, 열적 과도 출력 및 핵 비등 이탈비를 포함한다. 이 실시예에 있어서, 그 시스템에 대한 센서 입력은 노심 냉각재 입구 온도, 압력 및 흐름 속도를 포함한다. 이 시스템 처리기는 노심의 물리적 구성에 관한 정보를 포함하는 형성 계수와 신호/출력 변환 계수로 사전프로그래밍된다. 출력은 노심 상태의 직접적이고 실시간적인 식별을 제공하여 처리기의 계산값과 비교될 설정 포인트 내로 불확실성 마진이 구축될 필요성을 감소시키며, 그에 따라 노심은 높은 출력 정격으로 보다 효율적으로 동작하게 된다.

본 발명은 3차원 노심 출력, 노심 입구 온도 및 압력의 직접적인 실시간 측정값에 의존하는 원자로에 대한 열 보호 시스템을 제공한다. 본 발명의 특정 실시예가 가압수 원자로에 관해 기술되고 있지만, 본 발명의 시스템은, 비등 수형 원자로(boiling water reactor)와, VVER, RBMK 및 CANDU 플랜트를 포함하며, 원자로 중성자계 내에 고정형 노심 내 검출기를 수용할 수 있는 모든 열 스펙트럼 출력 원자로에도 적용 가능하다.

SENTINEL^TM열 보호 시스템으로 지칭되는 본 발명의 원자로 열 보호 시스템은 PARSSEL^TM 검출기로 지칭되는 신속 응답 고정형 노심 내 검출기를 사용하여 원자로에 열적 보호를 제공한다. PARSSEL^TM 검출기는, 시간 지연과 노출로 인한 센서의 열화없이 원자로 출력 생성에 정 비례하는 신호를 제공한다는 점에서 유일하다. PARSSEL^TM 검출기는, 본 발명에서 감마 플럭스(gamma flux), 중성자 플럭스(neutron flux) 및 원자로 출력 생성간의 상호 관계를 실시간으로 상호 조정하는데 사용되는 중성자 감지 공동 상주 요소(neutron sensitive co-resident element)를 제공하는 바나듐(vanadium) 센서와 결합되며, 실질적인 신호 레벨을 갖는 신속한 응답을 제공하는 감마 감지 플라티늄 센서 소자(gamma sensitive platium sensor element)를 사용하여 신속한 응답을 달성하고 있다. 이와는 대조적으로, 종래 기술의 고정형 노심 내 검출기는 능동 센서 재질로서 대부분 로듐(rhodium)을 사용하였으며, 분 단위로 측정된 시정수를 갖는 중성자 플럭스 분포에 응답함으로써, 중성자 플럭스 분포의 변화에 응답시의 과도한 시간 지연으로 인해 그 장치를 원자로 열 보호용으로는 쓸모없게 만든다. 종래의 바나듐 소자 장치가 고려되고 있지만, 로듐보다 긴 시간 지연과, 허용 불가능한 신호 레벨, 신뢰성 및 열화로 인해 제약을 받고 있다. PARSSEL^TM 검출기는, 본 출원의 양수인에게 양도되고 1995년 10월 5일에 출원되어 동시 계류중인 미국 출원 번호 제 08/539,803호에 보다 상세히 기재되어 있다.

SENTINEL^TM 보호 시스템은 4 트레인 디지털 처리 시스템, 가령 EAGLE-21^TM IEEE Class 1E 보호 디지털 하드웨어 혹은 OVATION^TM(이들 제품들은 모두 본 출원의 양수인으로 부터 상업적으로 입수 가능하며 1998년 2월 14일에 특허된 미국특허번호 제4,804,515호에 상세히 기술되어 있다)에 의해 처리되는 PARSSEL^TM 검출기로부터의 신호를 사용한다. 본 발명의 또다른 개선점은 원자로의 열적 보호를 위해, 직접 모니터링된 PARSSEL^TM 검출기 입력으로부터 3차원 노심 내 출력 분포의 실시간 측정값을 구축하는 응용 소프트웨어에 의해 구현된다. 원자로 내의 실시간 출력 분포를 높은 정밀도로 직접 측정하여 계산하는 기능에 의해 종래의 열 보호 시스템의 가장 심각한 제한 사항이 극복된다.

종래 기술의 원자로 열 보호 시스템은 물리적으로 원자로의 외부에 위치한 센서로부터 원자로 내의 출력 분포를 추론하였다. 이러한 목적에 사용된 측정은 냉각재 루프 온도 차분치(고온관(hot leg)에서 저온관(cold leg)을 공제한 값)과 제어봉 위치 및 원자로 용기의 주변에 위치한 세그멘트된 중성자 검출기를 포함한다. 원자로 외부 센서를 사용하면 상대적으로 불확실성이 높아지며 추론된 신호를 의미있는 정밀한 원자로 열 보호 알고리즘으로 변환시키는데 소요되는 사이클 지정 공학적 비용이 많아지게 된다. 이와는 대조적으로, 노심 입구 온도와 냉각재 흐름 속도 및 압력의 측정값과 함께 취득된 실시간 3차원 원자로 출력 분포 직접 측정값이 존재하게 되면, 광범위하고 값비싼 사이클 지정 재로딩(reloading) 공학장치에 대한 필요성 없이, 그리고 보수적이거나 과도하게 단순화된 가정을 이용하거나 노심 내 원자로 열 출력 분포를 추론하는 노심 외부 센서의 사용과 관련한 재구성 알고리즘 불확실성으로부터 발생하는 열 마진 손실이 없이도, 원자로 열 보호 알고리즘의 설계 품질 안전 평가를 수행하는데 필요한 모든 데이터를 제공할 수 있게 된다. 가압수 원자로 혹은 VVER의 SENTINEL^TM 보호 시스템 애플리케이션에 의해 요구되는 플랜트 센서(plant sensor)가 도 1에 개략적으로 도시된다. SENTINEL^TM 보호 시스템은 3가지 특정 보호 기능을 이용하여 연료 용융이나 클래딩 손실로 인한 연료 손실을 차단하는 원자로 트립을 제공하기 위해, 측정된 원자로 출력 분포를 이용한다. 이러한 세가지 기능중 첫 번째는 연료의 중심 라인 용융 보호 기능으로써, 최대 선형 출력 생성을 제한함으로써 달성된다. 최대 선형 출력 생성의 제한은 SENTINEL^TM 출력 분포 측정 알고리즘을 이용하는 PARSSEL^TM노심 내 검출기 시스템의 출력을 사용하여 3차원 원자로 출력 분포를 실시간 측정함에 의해 달성된다. SENTINEL^TM 시스템은 원자로 전체에 대한 최대 선형 출력 밀도의 실시간 측정값을 제공하며, 이 측정값과, 그 이하에서는 연료 용융이 발생하지 않을 것으로 판단되었던 입력값을 비교한다. 측정된 값에 시간 보상이 적용되어 원자로 트립의 생성과 실제 원자로 셧다운 간의 지연(저장된 에너지 영향을 포함함)을 적절히 그리고 보수적으로 책임진다. 두 번째 보호 기능은, 시간 지연된 현재의 출력과 일정 바이어스의 가산에 기초하여 시간 의존성 설정 포인트 및/또는 절대 최대값으로 전체 원자로 출력을 제한함으로써 전체 원자로 열 출력 및 연료 및 원자로 압력 경계에 손상을 줄 수 있는 신속한 출력 변화를 제한한다. 전체 원자로 출력 발생의 제한은 SENTINEL^TM 출력 분포 측정 알고리즘을 사용하는 PARSSEL^TM노심 내부 검출기 시스템의 출력을 이용하여 3차원 원자로 출력 분포를 실시간 측정함으로써 달성된다. SENTINEL^TM 시스템은 원자로 전체에 대한 원자로 출력 밀도의 실시간 측정값을 제공한다. 전체 원자로 출력 발생량은 원자로의 정격 열 출력의 최소값과, 현재값과 시간 지연 일정 바이어스의 가산치로써 계산되는 가변 설정 포인트와 비교된다. 이 알고리즘은 출력 범위 전체에 대한 열적 과 출력 보호와 부분 출력에서의 반응성 증가 이벤트에 대한 보호를 제공한다. 측정된 값에 시간 보상이 제공되어, 원자로 트립의 생성과 실제 원자로 셧다운 간의 지연(저장된 에너지 영향을 포함함)을 적절히 그리고 보수적으로 책임진다. 마지막 원자로 보호 알고리즘은 연료봉 국부 열 플럭스 값과 최종적인 냉각재 열 전달 체계를 열 플럭스 값(그 값 미만에서는 핵 비등으로부터 이탈이 발생할 수도 있음)으로 제한함으로써 클래딩 손실을 차단하도록 설계된다. SENTINEL^TM 보호 시스템은 원자로 내의 각 연료 번들에 대한 냉각재 열 전달 유체 상태를 계산하기 위해 냉각재 입구 온도, 흐름량, 및 압력과 결합되는 측정된 3차원 출력 분포값을 사용하여 이러한 보호 기능을 달성하고 있다. 냉각재 상태는 연료 번들의 열/수압 특성, 가령 혼합 베인 그리드(mixing vane grid) 혹은 국부 수압 부정합과 결합되어, 원자로 전체에 대한 허용가능한 최대 열 플럭스를 계산하는데 사용된다. 최대 열 플럭스값은 측정된 열 플럭스 값과 비교된다. 측정된 값에 시간 보상이 적용되어, 원자로 트립의 생성과 실제 원자로 셧다운 간의 지연(저장된 에너지 영향을 포함함)을 적절히 그리고 보수적으로 책임진다. 이들 값들을 계산하는데 참조되는 실제 알고리즘은 당해 분야에서 잘 알려져 있다.

SENTINEL^TM 보호 시스템에 대한 입력은 일반적으로 도 1에 도시된 원자력 발전소의 주요 시스템을 개략적으로 나타낸 도면에 개시된다. PARSSEL^TM 검출기 고정형 노심 내 검출기는 원자로 용기 내에 하우징된 노심(10) 내부의 계기 튜브에 위치한다. 온도 입력은 저온관(12) 내의 저항성 온도 장치로부터 획득된다. 흐름 속도는 저온관상에 위치한 원자로 냉각재 펌프(14) 내의 센서에 의해 판정된다. 압력은 스팀 생성기(18)의 업 스트림측에 바로 근접하고 있는 고온관에 접속된 시스템 가압기(16)에서 측정된다. 노심 외부 검출기(20)가 도시되지만, 정상 출력 동작 동안 보호 시스템의 구동 신호를 발생시키는데 사용되는 것은 아니다. 노심 외부 검출기는, 본 발명에 따라, 시동 동작 동안 및 트립 구동 신호가 시작된 후에 사용된다.

SENTINEL^TM 보호 시스템 기능 설계는, 전형적인 네 개의 트레인 아키텍쳐에 기초하며, 이 아키텍쳐로 인해, 바이패스내의 하나의 채널에게 온라인 유지 및 조정 수행 기능을 제공하는 한편 안전하고 신뢰성있는 동작이 가능하게 된다. 나머지 세 개의 채널은 네 개의 트립 로직 중 두 개의 로직을 제공하기에 충분하며 전술한 미국 특허 제 4,804,515호에서 상세히 기술된 바와 같이 하나의 채널 고장이 허용되고 있다. SENTINEL^TM 보호 시스템 기능 블록도가 도 2에 도시된다. PARSSEL^TM 검출기 센서로 부터의 출력은 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널(22, 24, 26, 28)간에 분배된다. 각각의 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널은 PARSSEL^TM 검출기 스트링 (센서)중 1/4를 입력으로서 수신하며, 입력 처리의 결과를 도 2 및 도 3에 도시된 IEEE Class 1E 품질의 분리된 통신 채널(34A, 34B, 34C, 34D)을 통해 다른 보호 채널로 전송한다. 이러한 방식에 있어서, 각각의 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널은 원자로 내의 출력 분포를 측정하는 PARSSEL^TM 고정형 노심 내 검출기 신호를 모두 갖는다. SENTINEL^TM 보호 시스템 채널들 간의 데이터 통신은 모든 라이센싱(licensing) 분리 및 격리 요건을 충족하도록 설계된다. PARSSEL^TM 검출기 세그먼트 입력의 SENTINEL^TM 보호 시스템 처리의 출력은 개개의 세그먼트 길이와 각 세그먼트의 유효성/품질 상태에 대한 평균 원자로 출력일 것이다. 세그먼트의 개수는 도 3의 참조부호 48로 도시된 바와 같이 4개 내지 10개의 범위에 걸쳐 애플리케이션들간에서 변화한다. 전술한 바와 미국 특허 출원 제 08/539,803호에서 보다 상세히 기술된 세그먼트는 원자로의 상이한 높이에서의 출력을 측정하며, 축 방향 출력 분포를 재구성하는데 사용된다. SENTINEL^TM 보호 시스템은 입구 온도, 압력, 및 흐름 속도의 냉각재 상태 측정치의 입력을 취득하여 DNBR을 계산한다. 각각의 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널은 이러한 파라미터의 완전한 독립 센서 세트를 가지며, 이에 따라 센서 분리 요건 및 동작 신뢰성 요건이 충족된다. 따라서, 각각의 채널(22, 24, 26, 28)은 네 개의 온도 센서와, 네 개의 흐름 센서(각 냉각재 루프마다 하나씩), 및 그와 관련한 하나의 가압기 압력 센서를 갖는다.

도 3에는 본 발명의 계산 흐름 경로를 나타내는 하나의 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널(24)의 기능 블록도가 도시된다. SENTINEL^TM 보호 시스템 계산 사이클은 플랜트 센서(44) 입력 신호의 일부인 PARSSEL^TM 검출기 바나듐 및 플라티늄 세그먼트의 입력과 함께 개시된다. 각 세그먼트에서의 출력 측정값은 PARSSEL^TM 검출기 스트링으로부터의 바나듐 전류를 판독하여, 온라인 모니터(예를들어, 본 출원의 양수인으로 부터 상업적으로 허가받은 BEACON 소프트웨어) 내에 포함되거나 혹은 노심 제조사에 의해 공급되는 오프 라인 노심 고안의 일부로서 포함되는 원자로 물리적 패키지로부터 공급되는 사전 계산된 신호/출력 변환(S/P)을 적용함으로써 획득된다. S/P는 암페어 미터당 와트(watts per ampere-meter)의 단위로 표현된다. 측정된 바나듐 출력은 원자로 전체에 대한 중성자 출력의 온라인 측정값을 제공하지만, 세그먼트 전류로서 수집된 전하를 발생시키는 데 필요한 베타 감쇠의 성질로 인해 시간 응답에서 지연이 발생한다. 다행히도, 바나듐 활성화 및 감쇠는 정확히 알게 된다. 모든 자연 발생하는 바나듐은 동위 원소 V⁵¹이다. 바나듐 에미터(emitter)가 중성자 계(neutron field)에 위치할 경우, 불안정한 V⁵²가 생성되는데, 이는 3.76분의 반감기를 갖는 베타 방출에 의해 Cr⁵²로 감소된다. 생성물 V⁵²를 설명하는 레이트 방정식(rate equation)은 다음과 같은 수학식 1로 표현된다.

여기서, α와 k는 조정 상수임.

수학식 1은 강제 함수(forcing function)로서 신속하게 응답하는 플라티늄을 사용하여 시뮬레이션 바나듐 검출기의 응답을 제공하며, 예를들어 EAGLE-21^TM 시스템과 같은 디지털 처리 하드웨어에서 용이하게 계산된다. 측정되고 시뮬레이션된 응답이 비교되며, 그에 따라 형성된 비율은 바나듐 센서에 대한 플라티늄 센서의 온라인 상호 조정을 제공한다. PARSSEL^TM 검출기의 유효성을 검증하는 이러한 처리는 도 3의 블록 36에 도시되어 있다. PARSSEL^TM 스트링 신호가 전술한 바와 같이 처리되고, 그 신호가 각각의 SENTINEL^TM 보호 시스템 채널로 전송된 후, PARSSEL^TM 검출기 신호를 그들 각각의 축 방향 레벨로 분리하고, 각 축 방향 높이마다 계측된 반경 방향 노심 위치에서의 측정 출력 대 예측 출력의 비(M/P)를 형성함으로써 원자로 출력 분포 조정 프로세스가 개시된다. 당해 분야에서 널리 알려져 있는 바와 같이, 예측 출력은 농축 및 연료 관리의 함수인 형성 계수(form factor)로부터 설정되고, 정의되어 연료 사이클들 사이에서 보호 시스템내로 입력된다. 형성 계수는 온라인 노심 모니터에 의해 혹은 루틴 노심 고안 계산을 이용하여 정의될 수 있다. M/P 값은 아래의 수학식 2에 설명된 바와 같이 표면 스플라인을 사용하여 조정된다.

여기서, x_j, y_j는 포인트 j의 좌표들,

A₀, A₁, A₂, A_j는 적응 계수,

T_j는 j번째 센서에 대한 허용 공차 계수임.

SENTINEL^TM 보호 시스템은 각 축방향 레벨에 대한 표면 스플라인 조정 함수를 계산하며, 유효성 검증 프로세스의 일 부분에 따라, 시간에 따른 센서의 가변성에 기초하여 각 센서마다 허용 공차 계수 T_x를 제공한다. 허용 공차 계수를 갖는 표면 스플라인 조정은 신호 유효성 및 결함있는 세그먼트 대체 온라인(failed segment replacement on-line)을 처리하는 수단을 제공한다. 소정 위치에서의 PARSSEL^TM 검출기 세그먼트의 정밀도가 낮은 것으로 판정되거나, 검출기 세그먼트 및/또는 스트링이 고장이면, 큰 T_x값이 그 위치에 배정되며, 측정된 값으로부터 벗어나도록 보간이 허용된다. 반대로, 고정밀 포인트들은 측정된 값을 통해 보간을 강제하는 낮은 T_x값을 갖는다. 일단 표면 스플라인 조정 함수가 계산되면, 각각의 노심 위치에 대한 개별적인 PARSSEL^TM 검출기 세그먼트의 보간된 M/P 값이 아래의 수학식 3을 통해 얻어진다.

여기서,

Q(x, y)_k는 k번째 세그먼트의 예측 출력임.

수학식 3의 결과는 원자로의 각 연료 번들내의 시뮬레이션된 PARSSEL^TM 검출기 세그먼트에 대한 센티미터당 와트 단위의 측정된 절대 출력이다. 주목할 것은, 표면 스플라인 조정 프로세스가 각각의 PARSSEL^TM 검출기 세그먼트 레벨마다 완전히 독립적이며, 따라서 병렬 처리를 사용하여 솔루션 실행 시간을 감소시킬 수 있다는 것이다.

3차원 출력 분포 곡선 구성을 위한 최종적인 작업은 각 연료 번들에 대한 축 방향 열 플럭스 프로파일을 형성하는 것이다. 절대 축 방향 출력 분포의 구성에 사용되는 방법은 다음과 같다. 이러한 작업을 수행하는 다수의 알고리즘이 존재하지만, 본 실시예에서는 절단형 퓨리에 급수(truncated Fourier series)의 적분 표시가 SENTINEL^TM 보호 시스템 축 방향 출력 분포 곡선 구성을 위한 기초로서 사용된다. 그러나 본 발명은 이러한 방식에 국한되지 않음을 이해해야 한다. 퓨리에 급수는 아래의 수학식 4로 표현된다.

SENTINEL^TM 보호 시스템은 PARSSEL^TM 검출기 세그먼트의 갯수로 절단된 퓨리에 급수를 사용한다. 퓨리에 급수 계수들은 아래의 수학식 5에 표현된 바와 같이 전술한 수학식 4를 적분함으로써 계산된다.

수학식 5의 결과는 아래의 수학식 6의 매트릭스 기호로 표현된 바와 같이 미지수 N을 가진 연립 방정식 세트로 전개될 수 있다.

수학식 6의 계수 매트릭스 C_i,n의 각 요소는 아래의 수학식 7에서 도시된 형태를 갖는다.

수학식8은 수학식 7에서 정의된 바와 같이 수학식 6의 계수 매트릭스 C_i,n의 각 요소의 적분 결과를 나타낸다.

개별적인 요소가 수학식 8에 정의된 수학식 6의 계수 매트릭스 C는 노심의 기하학적 구조에만 좌우되며, 따라서 아래의 수학식 9의 매트릭스 기호로 도시된 바와 같이 세그먼트 출력 P(xy)_i의 항의 퓨리에 확장 계수에 대해 수학식 6을 풀수 있도록 사전계산 및 반전될 수 있다.

수학식 9의 결과는 원자로의 각 연료 번들에 대한 절대 출력 퓨리에 급수 표시를 정의한다. 이 출력 분포는 다음에 도 3에 도시된 열 보호 기능, 가변 과출력(40), 고선형 출력 밀도(42) 및 낮은 DNBR(38)의 계산에 대한 입력을 형성한다. 가변 과출력 트립은 최대 원자로 열 출력 및 단기간 동안의 최대 허용 변경을 제한하기 위해 제공된다. 원자로의 열 출력은 원자로 체적에 걸친 출력 분포의 적분값으로서 측정된다. 시간 지연된 현재 출력과 설정 포인트 바이어스를 가산한 값인 가변 설정 포인트와 고정 과출력 설정 포인트의 최소값인 트립 설정 포인트가 계산된다. 가변 설정 포인트는 원자로와 터빈 출력 간의 큰 출력 부 정합이 발생되기 전에 반응성 삽입 이벤트, 예를들어 제어되지 않은 제어봉의 회수(withdrawal)를 중지시켜 원자로 냉각재 시스템 압력 변화를 감소시키도록 설계된다.

높은 선형 출력 밀도 트립 기능은 원자로 내의 최대 국부 출력을 계산하고 현재 값과 연료 중심 라인 용융에 대응하는 외부 입력 값을 비교한다. 이 값은 전형적으로 제조사로부터 입수된다. 원자로 트립 액튜에이션, 제어봉 삽입 및 저장 에너지에 대한 허용 공차를 가진 과도기 동안 중심 라인 용융이 발생하지 않음을 보장하기 위해 적절한 시간 필터링이 포함된다.

낮은 DNBR 트립은 연료 클래딩 과열을 방지하기 위해 SENTINEL^TM 보호 시스템에 의해 제공되는 최종적인 반응성 열 보호 기능이다. 낮은 DNBR 트립은 PARSSEL^TM 검출기에 의해 제공되는 상세한 출력 분포 측정값과 그 시스템에 입력되는 나머지 원자로 냉각재 시스템 센서에 의해 측정되는 냉각재 상태값을 사용하여 각 연료 번들에 대한 현재 DNBR을 계산하고 그 값과 안전 제한값을 비교한다. 원자로 트립 구동, 제어봉 삽입, 및 저장된 에너지에 대한 허용 공차를 갖는 과도기 동안 실제 DNBR이 안전 한계값 이상을 유지하고 있음을 보장하기 위해서는 적절한 시간 필터링이 필요하다.

SENTINEL^TM 보호 시스템은 실제 안전 마진을 생성하면서 보호 시스템 센서를 크게 단순화시킬 수 있다. 터무니없는 사이클 지정 공학적인 지원없이도 원자로 내의 실시간 출력 분포를 보다 정밀하게 측정함에 의해 추가적인 열적 마진이 생성된다. SENTINEL^TM 보호 시스템은 PARSSEL^TM 고정형 노심 내 검출기를 직접 사용하여 원자로 출력을 측정함으로써 보호 시스템에 대한 센서 입력을 간략화시켜, 고온관 온도 측정값에 대한 필요성 및 노심 외부 핵 측정기기에 대한 필요성을 제거할 수 있다. 노심 외부 핵 측정 기기에 대한 요건이 감소되어 PARSSEL^TM 검출기에 대한 신호 레벨이 매우 낮아지게 되는 범위에서 시작하게 된다. 또한, SENTINEL^TM 보호 시스템은 보호 등급 봉 위치 표시에 대한 필요성을 없애며 전형적으로 보호 등급 봉 위치 표시 시스템이 설치되지 않는 곳에 그와 관련한 열 마진 혜택을 제공할 것이다. 주목할 것은 더 이상 필요치 않은 센서 모두가 동작시 불확실성을 발생시키는 것으로 판명되었다는 것이다. 또한, 보호 등급 봉 위치 표시 또는 회수 블록 시스템에 대한 필요성 없이도 드롭 봉 이벤트를 위해 이용가능한 열 마진 개선이 이루어진다.

최종적으로, 출력 분포의 직접 측정 기능 때문에 반경 방향 피크 계수 출력 의존성을 취할 필요성이 없어진다. 강하게 로드(rod)된 구성을 갖는 동작 및 부분적 길이의 제어봉을 사용한 동작은 사이클 지정 계산이나 보호 알고리즘에 대한 커다란 복잡성을 부여하지 않고도 확실하게 보호된다.

본 발명이 특정 실시예를 참조하여 기술되었지만, 전술한 것 이외의 다른 변형예들이 본 발명의 첨부된 특허청구범위에 규정된 바와 같이 본원 발명의 사상과 범위 내에서 이루어질 수 있다.

Claims (16)

1. 원자로 노심(10)의 상태를 나타내는 파라미터를 모니터링하여 불안전한 상태의 개시가 검출될 경우 핵 반응의 임계점을 감소시키는 보호 시스템- 상기 원자로는 상기 노심을 통해 흐르는 냉각재를 구비함－에 있어서,

   상기 노심 내의 다수의 축 방향 및 반경 방향 포인트에서의 직접적인 실시간 출력 측정을 제공하며, 그 포인트들에서 측정된 실제 출력을 나타내는 출력 신호를 제공하는 3차원 노심 내 출력 모니터와,

   상기 노심에 진입하는 냉각재 입구 온도, 상기 노심 내의 냉각재 흐름 속도 및 압력을 포함하는, 상기 노심로부터 이탈되는 열의 파라미터 특성을 실시간으로 모니터링하여 이 파라미터들의 각각의 출력 특성을 제공하는 다수의 센서와,

   상기 출력 모니터와 다수의 센서로부터의 입력을 가지며, 그 입력으로부터, 연료의 중심 라인 온도, 핵 비등으로부터의 이탈비 및 노심내의 출력 발생 변화율을 나타내는 값을 실시간으로 계산하는 수단과, 각각의 상태들에 대해 허용가능한 동작의 한계값을 나타내는 대응 설정 포인트들과 상기 값들을 비교하는 수단, 및 상기 설정 포인트들 중 임의의 설정 포인트를 초과하면 상기 노심 내의 핵 반응을 임계점 미만으로 감소시키는 신호를 전달하는 수단을 갖는 처리기(24)를 포함하는

   보호 시스템.
2. 제 1 항에 있어서,

   상기 처리기는 전체 원자로 출력의 최대 한계값을 계산하는 수단을 더 포함하는 보호 시스템.
3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,

   상기 처리기는, 상기 노심의 물리적 구성에 관한 정보를 포함하며 예측된 원자로 출력을 계산하기 위한 형성 계수(form factor)와, 상기 출력 모니터로부터의 출력을 출력 측정값으로 변환시키기 위한 신호/출력 변환 계수에 의해 사전 프로그래밍되는 보호 시스템.
4. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,

   상기 노심 내 출력 모니터는, 시동 동안 노심 출력을 추정하는 노심 외부 검출기를 포함한 안전한 출력 동작의 범위에 걸쳐 또한 시동 후 또한 트립 신호가 개시된 후 보호 시스템 출력 입력을 제공하여, 설정 포인트를 초과한 후 핵반응을 감소시키기는 보호 시스템.
5. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,

   상기 원자로는 제어봉을 포함하며, 상기 처리기는 제어봉 위치에 무관하게 노심 출력 분포를 계산하는 수단을 포함하는 보호 시스템.
6. 제 1 항에 있어서,

   상기 처리기는 원자로의 시뮬레이션없이 노심 출력을 직접 계산하여 노심 내 출력 분포를 합성하기 위한 수단을 포함하는 보호 시스템.
7. 제 1 항에 있어서,

   상기 실제 출력을 나타내는 출력 신호는 지연 없이 출력 발생에 정비례하는 보호 시스템.
8. 제 1 항에 있어서,

   상기 처리기는 노심 내 검출기 응답의 지연과 무관하게 원자로 출력을 계산하는 수단을 포함하는 보호 시스템.
9. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,

   상기 처리기는 네 개의 독립 채널(22,24,26,28)을 포함하며, 상기 출력 모니터에 의해 제공되는 노심 내의 모니터링된 포인트들의 1/4로부터의 출력은 다중성 채널 각각에 입력되며, 상기 다중성 채널은 그 출력을 처리하여 처리된 결과를 다른 채널 각각에 대한 입력으로서 제공하는 보호 시스템.
10. 제 9 항에 있어서,

    각각의 채널로부터의 상기 처리된 신호는 분리된 데이터 링크(34A-34D)를 통해 다른 채널로 전달되는 보호 시스템.
11. 제 1 항에 있어서,

    상기 노심의 각 포인트에서 측정된 출력은 동일한 관련 시간 기간 내에서 획득되며 상기 각 포인트로부터 입력되는 제 2의 독립 모니터링된 출력에 대비하여 유효성이 검증되는 보호 시스템.
12. 제 11 항에 있어서,

    상기 처리기는, 시간에 따른 검출기의 가변성에 기초하여, 상기 노심 내에서 출력이 직접 측정되는 각 포인트에서 상기 검출기에 대해 유효성 입증 프로세스로부터 발생되는 허용 공차 계수를 계산하는 수단을 포함하며,

    상기 처리기는, 상기 허용 공차 계수를 사용하여 각 축방향 레벨에 대한 표면 스플라인 고정 함수로부터 형성된 출력 곡선을 생성하여, 상기 곡선이 상기 측정된 값을 통과하거나 또는 상기 검출기의 정확성에 의문이 가는 경우 벗어나도록 상기 스플라인 함수를 유도하는 수단을 더 포함하는 보호 시스템.
13. 원자로 동작 동안 원자로 노심(10)를 모니터링하여 안전 동작 한계값을 초과하는 경우 트립 신호를 제공하는 방법에 있어서,

    노심 내 검출기(44)들을 채용하여 상기 노심 내의 다수의 축 방향 및 반경 방향 포인트－상기 포인트는 그 포인트에서 측정된 실제 출력을 나타내는 출력을 각각으로 가짐 －에서의 직접적이고 실시간적인 노심 출력 측정값을 제공하는 단계와,

    상기 노심에 진입하는 냉각재 입구 온도, 상기 노심 내의 냉각재 흐름 속도 및 압력을 포함하는, 상기 노심로부터 이탈되는 열의 파라미터 특성을 실시간으로 감지하여 이 파라미터들의 각각의 출력 특성을 제공하는 단계와,

    상기 노심 내 검출기의 출력과 상기 감지된 파라미터를 처리하고, 그 출력으로부터 연료의 중심 라인 온도, 원자로 비등으로부터의 이탈비, 상기 노심 내의 출력 발생 변화율을 나타내는 값들을 실시간으로 계산하는 단계와,

    각각의 상태들에 대해 허용가능한 동작의 한계값을 나타내는 대응하는 설정 포인트들과 상기 값들을 비교하는 단계와,

    상기 설정 포인트들 중 임의의 설정 포인트를 초과하면, 상기 노심 내의 핵 반응을 임계점 미만으로 감소시키는 신호를 전달하는 단계를 포함하는

    원자로 노심 모니터링 방법.
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