KR100617989B1 - 원자로제어방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 원자로 제어에 관한 것이다. 본 발명에 따라, 검출기를 사용하여 실행된 측정치는 가능성 있는 반응을 원자로 작동 동안 관찰된 업셋 조건, 특히 격자 부하로 인한 변동에 의해 야기되는 업셋 조건으로 구현하는 것을 가능케 한다. 이들 반응을 사용하여, 본 발명에 따라, 다양한 초기 조건이 컴퓨터 모델의 복잡성을 고려하고, 일반화된 업셋 방법의 사용을 포함하는 것을 가능하게 하는 단순화된 처리 방법을 계속함으로서 결정된다. 이와 같이 얻어진 최종 조건의 데이터는 존속되어 있는 반응을 선택하는 것을 가능케 하며, 이것은 이미 선택된 방식과 가장 잘 일치하는 반응이다. 본 발명은 단순화된 계산 방법을 사용하여 실시간에 제어하는 것을 가능케 한다. 이러한 성질은 물리적 실체에 보다 근접하고 오퍼레이터의 선택과 가장 잘 일치하는 컴퓨터 모델에 따른 작동을 허용한다.

Description

원자로 제어 방법{NUCLEAR REACTOR CONTROL TECHNIQUE}
본 발명은 원자로 제어 방법(nuclear reactor technique)에 관한 것으로, 보다 상세하게는 격자(grid)에 의해 부과된 부하 변동에 더 나은 응답을 가능케 하는 방법에 관한 것이다.
가압수형 원자로(Pressurized Water nuclear Reactors; PWRs)를 제어하는 절차는 통상적인 측정치, 특히 중성자 플럭스, 중성자 유독 물질, 입구 및 출구 온도, 압력 등에 관련된 측정치를 일상적으로 사용하는 단계를 포함한다. 원자로 제어는 또한 작동 조건, 주로 제어봉 이동을 변경하고, 중성자 유독 물질을 변화시키는 것을 가능하게 하는 시스템을 구현하는 것을 수반한다.
앞에서 언급된 측정치는 " 관찰할 수 있는(observable)" 매개 변수로 알려진 유도 매개 변수로 흔히 바뀔 수 있는데, 이 유도 매개 변수는 작동 요구 사항과 가장 가까이 일치하는 원자로 작동을 나타낸다. 이것들은 특히 네거티브 반응도, 내장(built-in) 반응도, 축방향 오프셋, 국부 반응 속도 등에 관계된다. 이 유도 매개 변수들은 수많은 검출기를 사용하여 원자로에서 직접 구한 측정치를 프로그램 방법에 따라 처리된 결과이다.
다수의 동시 측정치와, 총괄해서 작동을 지배하는 현상들의 상호 의존성은 제어 시스템을 사용하여 이루어진 변경의 결과를 결정하는 것을 특히 복잡하게 한다. 그러나, 이러한 결정은 원자로 제어가 의존하는 필수 요소이다.
실시간으로 "관찰할 수 있는" 매개 변수의 값을 얻는 것을 가능케 하는, 프로그램 방법에 따른 측정 결과의 처리는 다양한 정밀도로 행해질 수 있다. 그러나, 작동 조건의 업셋(작동 조건이 변경되어진 상태를 의미함)으로 인해 최종 조건을 결정하는데 요구되는 계산이 복잡해짐에 따라 결국 데이터 처리 시간이 실시간 원자로 제어에 부적당하게 된다.
데이터 처리 기초(data processing basis) 역할을 하는 물리적 모델을 물리적 현실에 가능한 근접하도록 더 정교하게 수정할수록, 데이터 처리의 복잡성은 더 커지며, 따라서 데이터 처리 시간은 더 길어진다.
이러한 복잡성은 너무 커서, 원자로 제어에 현재 사용되는 계산 방법을 사용하는 정교한 컴퓨터 모델을 구현하는 것이 불가능할 정도이다. 특히, 3차원 컴퓨터 모델의 사용은 현재의 원자로 제어 조건하에서는 사실상 불가능하다.
결과적으로, 원자로 제어는 격자 부하 변동에 최적의 응답을 허용하지 않는 반면, 최적의 내장 반응도의 유지와 같이, 어떤 바람직한 작동 조건을 주도록 오퍼레이터에 의해 선택된 세트포인트(setpoints)를 고려한다.
본 발명은 원자로, 특히 PWR 타입의 제어를 위한 방법을 제공하는 것을 제시하는데, 이 PWR 타입은 상기의 목적을 보다 만족스럽게 충족시키고 대단히 복잡한 계산 방법을 요구하지 않는다.
본 발명에 따라, 제어 방법은
검출기가 작동 조건을 측정하는 단계와,
이들 측정치를 사용하여, " 관찰할 수 있는" 매개 변수로 알려진 특정 원자로 작동 매개 변수를 결정하는 단계와,
오퍼레이터에 의해 선택된 방법과 원자로 작동의 일치를 보장하기 위하여, 결정된 매개 변수 값을 이미 설정된 값에 비교하는 단계와,
상기 비교의 결과를 사용하여, 반응을 프로그램 방식으로 정교화하는 단계와,
설정된 반응에 따른 최종 조건에 대한, 이들 설정된 반응 각각의 결과를 예측하기 위하여, 계산 방법을 사용하여, 관찰된 차이값에 따라 상기 반응 리스트를 처리하는 단계와,
볼츠만(Boltzman) 다항식을 포함하는 식에서, 매개 변수의 점근값(asymptotic values)에 대해 상위 모드의 평균 기여를 고려하는 계수에 의해 변경되고 오직 0 및 1 차수의 항만이 포함된 일반화된 업셋 방법을 컴퓨터 프로그램에 의해 사용하는 단계와,
이미 설정된 값에 이들 예측치를 비교하고, 상기 프로그램 방식으로 정교화한 반응 중에서, 미리 선택된 원자로 제어 방법과 가장 잘 일치하는 반응을 선택하는 단계를 구현한다.
본 발명은 업셋에 따른 최종 조건의 예측에 선행하는 계산 단계에서, 가장 복잡한 계산을 발생시키는, 볼츠만 다항식의 상위 모드의 기여가 경험에서 보여주는, 보다 복잡한 계산과 그리 다르지 않는 결과를 얻는 것을 가능케 하는 단순한 계수로 대체될 수 있다는 사실에 기인한다.
바꾸어 말하면, 본 발명은 정밀도의 상당한 손실이 없이도 단순화된 계산 방법을 사용하여 짧은 처리 시간에 제어 조건의 변경에 반응하는 원자로의 거동에 대한 예측치를 얻는 것을 가능케 한다. 이러한 개선의 결과로, 훨씬 더 정밀한 제어가 가능하고, 한정된 목적 달성을 용이하게 한다.
특히, 오퍼레이터는, 예를 들면 원자로 안전 보장 한계(safety margins), 배출물 관리(effluent management), 및 제어봉에 명령을 제공하는 메커니즘의 마모를 최소화시키기 위한 제어봉 이동의 제한치에 관해 최적화된 방식으로 원자로를 제어할 수 있다.
오퍼레이터가 이용할 수 있는 방법의 개선은 관련된 현상의 더 나은 표현을 위해 가장 정교한 컴퓨터 모델, 특히 3차원 모델을 사용하는 것을 가능케 한다. 3차원 모델의 처리는 계산의 복잡성을 상당히 증가시키는데, 이것은 지금까지 효과적으로 구현된 제어 기술로부터 배제되었기 때문이다.
본 발명을 구현하기 위해 사용되는 컴퓨터 모델은 몇 가지 타입의 측정치를 포함한다. 이 측정치들은 검출기로부터 수신된 신호를 사용하여 직접 원자로에서 구해진다. 실제로, 원자로 제어는 반드시 원자로의 다른 지점에서의 중성자 플럭스 측정치를 요구한다.
특히, 입구 및 출구 온도, 압력 등의 다른 측정치도 또한 고려되는 것이 유리하다.
제어로 인해 변경된 조건의 예측에 관하여, 잘 한정된 초기 조건이 먼저 결정되어야 한다. 순간적 측정치들은 이 조건들을 한정하는 것을 가능케 한다. 이 측정치들은 미리 설정된 전문가 시스템 모델에 통합된다.
다소 업셋(upset)된 작동 조건 하에서, 전문가 시스템은 원자로를 제어하기에 충분하다. 더 큰 양의 업셋 조건에 대해, 하나 이상의 측정된 매개 변수의 값이 미리 설정된 범위를, 오퍼레이터 행위에 의하거나 격자 부하의 변경에 자동적으로 반응하여, 초과할 때, 본 발명의 목적인 방법을 사용하여, 시스템은 원자로 조건의 변화(evolution)를 예측하고, 이 예측된 조건의 진단을 설정하고, 선택된 목적과 더 잘 일치하여 작동하는 것을 가능케 하는 제어 방식을 정교하게 한다.
본 발명에 따른 예측 메커니즘은 빈번한 업셋이 있을 경우에 특히 유용하며, 빈번한 업셋의 경우에 전문가 시스템에만 따르는 것은 전문가 시스템이 시간 간격이 있는 경우만을 고려할 수 있기 때문에 비효율적이다. 예를 들면, 이후의 부하(Load following)는 빈번한 변경을 부과하며, 본 발명은 이러한 빈번한 변경을 만족스럽게 취급하는 것을 가능케 한다.
이 빈번한 변경들은 결국 예측 계산에 사용되는 " 초기 조건" 을 드리프트시켜, 주기적인 재교정(periodic recalibration)을 필요로 하게 한다.
본 발명에 따른 주기적인 재교정은 차이값을 최소화하는(difference-minimizing) 계산 기술을 사용하여, 매개 변수 측정치에 기초하여 실행되는 것이 유리하다.
재교정에 선행하는 계산은 또한 일반화된 업셋 방법을 사용하여 실행되는 것이 유리하다. 상기 방법은 모델의 다양한 내적 매개 변수 중에서, 교정되어야만 하는 차이값에 상당히 기여하는 매개 변수를 확인하는 것을 가능케 한다. 다음에 잇따른 재보정은 이 매개 변수들로 제한될 수 있고, 이것은 요구되는 처리를 제한한다.
이후의 상세한 설명에서는, 원자로의 기본적으로 관찰할 수 있는 매개 변수에 대해 설정된 예들을 참조할 것이며, 이 예들은 완전한 계산의 결과와 비교할 때, 단순화된 계산 방법을 사용할 경우의 본 발명에 따른 방법의 신뢰성을 구체적으로 확인시켜 준다.
업셋을 한 후 최종 조건의 예측을 구현하는데 있어서, 상기 예측을 위해 사용되는 관찰할 수 있는 매개 변수들에 대한 볼츠만 다항식은 점근값에 만족스럽게 접근시키기 위하여, 0 및 1 차수의 항이 고려되어야 할 뿐만 아니라 더 높은 차수의 항도 고려해야 한다는 점을 보여준다. 관찰할 수 있는 매개 변수들의 점근값에 0 및 1보다 더 높은 차수의 항이 기여하는 정도는 업셋 자체에 좌우된다. 이들 계산은 각 매개 변수에 대해 실행되고, 연속적인 다수의 업셋에 뒤따르는데, 이것은 이내 극한적인 복잡성을 야기한다.
본 발명에 따른 방법은 업셋을 한 후 매개 변수의 예측치를 계산할 때 0 및 1보다 더 높은 차수의 항을 무시하게 하는 계수를 한정하는 단계를 첫 단계로 수반한다.
일반적으로 β로 지정된 이 계수들은 0 및 1 차수의 항뿐만 아니라 더 높은 차수(3, 4, 5 등)의 항도 포함하는, 한번 또는 몇 번의 완전한 계산을 실행함으로써 얻어진다.
계수 β는 다음 형태의 공식에 대응한다. 즉,
여기서, S0, S1, 및 S각각은 매개 변수의 0 및 1 차수의 항의 값 및 그 점근값이다.
다음의 예에 의해 구체적으로 증명되는 바와 같이, 볼츠만 다항식은 급격히 수렴되고, 3, 4, 또는 5 차수 항의 고려는 S값에 충분히 접근한다.
S값은 제한된 수의 이들 고차항만을 고려하여, 다른 초기 조건을 사용하여 계산을 몇 번 재연함으로써 얻어진 평균값과 비슷하게 될 수 있다.
계수 β가 위에서 기술된 것처럼 한정되어지면, 계수 β는 원자로 작동 조건의 업셋에 이어서 최종 조건의 예측치를 결정하기 위해 실제로 사용될 수 있다. 그 후 작동은 다음과 같이 점근값을 계산하는 것이다. 즉,
바꾸어 말하면, 상기의 예측치를 얻기 위하여, 다항식 중 S0 및 S1 항만이 계산하는데 필요하다.
실행은 이러한 근사값을 사용하는 것이 더 높은 차수가 고려되어져야 하는 업셋 조건의 경우에 완벽하게 정당함을 보여주고 있다. 작은 업셋에 대해, 더 높은 차수는 사실상 전혀 수반되지 않으며, 근사식은 적용되지 않는다. 그러므로 실제로는, 제안된 처리만이 특정의 미리 설정된 임계값을 초과하는 업셋 조건에 대해서 실행되어진다.
전형적인 매개 변수, 즉 축방향 오프셋, 선택된 지점에서의 로컬 출력(local power), 네거티브 반응도 및 내장 반응도의 외삽값(extrapolation values)의 결정하는 예들에 대해 설명한다. 이들 예로 인해 이전에 표시된 바와 같이 계수 β가 결정된다.
전형적인 매개 변수의 외삽값을 결정하는 이러한 동작은 가압수형 원자로 모델에서 실행된다. 중성자 플럭스는 상기 모델에서 연구되는 매개 변수이다. 초기 업셋 조건은 원자로 출력의 감소에 해당한다. 상기 감소는 포획 횡단면(capture cross section)을 변경하고, 흡수봉을 이동시킴으로써 제어되어야 하는 시스템 반응도(reactivity)의 변형을 발생시킨다.
다음의 표들은 5번째 차수까지, 위에서 지적된 4개 매개 변수에 대한 계산의 결과를 보여주고 있다.
일반화된 업셋 기술이 적용되면, 상기 결정은 진동 방식으로 전개하는 수렴이 된다. 증가하는 차수의 각 항은 점진적으로 더 작은 기여를 한다.
4번째 또는 5번째 차수 끝에서, 목표값과 계산되고 외삽된 값간의 불일치는 매우 작고, 이 포인트를 넘어 계속되는 것은 불필요하다.
더 높은 차수 항의 기여를 고려하는 것을 가능케 하는, 계수 β와, 0 및 1 차수의 항만을 사용하는 것을 수반하는 단순화된 식을 사용하여, 본 발명에 따른 방법의 적용은 66 내지 1153 pcm(1pcm = 10-5)의 반응도 범위에 상응하는 30회의 일련의 업셋(upset) 동안 실행된다.
이들 계산의 통계 결과는 아래의 표에 기술되어 있고, 이것은 본 발명에 따라 결정된 값과 3, 4 차수의 항 각각을 포함하는 계산에 대한 차이값을 비교한다.
상기의 결과들은 본 발명에 따른 업셋 결과의 예측 및, 계속해서 원자로 제어의 효율성을 확인한다. 이미 결정된 계수 β를 포함하는 단순화된 볼츠만 연산자를 사용하여 얻어진 값의 비교는 3번째 차수와 심지어 4번째 차수의 항을 적분하여, 훨씬 더 복잡한 처리를 사용하여 얻어진 값보다 더 작은 상대 에러를 야기한다. 상기 단순화된 방법의 사용은 따라서 원자로 작동 조건(제어봉 이동의 최소화, 안전 여유의 최적화 등)에 있어서 목표에 관한 선택된 우선순위(priority)를 충족시키면서 격자 부하의 전개에 최적 반응을 가능케 하는 원자로 제어에 매우 적합하다.
게다가, 상대적으로 단순화된 계산 방법을 사용하는 동시에 모니터 된 매개 변수의 수를 증가시키는 것을 가능케 할 정도로 상당히 단순화되어 있다.
상술한 바와 같이, 본 발명은 정밀도의 상당한 손실 없이도 단순화된 계산 방법을 사용하여 짧은 처리 시간에 제어 조건의 변경에 반응하는 원자로의 거동을 예측할 수 있다.

Claims (8)

  1. 원자로 제어 방법(nuclear reactor technique)에 있어서,
    작동 조건을 측정하도록 검출기를 구현하는 단계와,
    상기 측정치를 사용하여, 관찰할 수 있는(observable) 매개 변수들로 알려진 특정한 원자로 작동 매개 변수를 결정하는 단계와,
    원자로 작동이 오퍼레이터에 의해 선택된 방법에 따르는 것을 보장하기 위하여, 그에 따라 결정된 상기 매개 변수 값을 이미 설정된 값에 비교하는 단계와,
    상기 비교 결과를 사용하여 반응을 프로그램 방식으로 정교화시키는 단계와(programmed elaboration of responses),
    계산 방법을 사용하는 다음의 처리 단계에 앞서, 이미 설정된 임계값(threshold)을 초과하는 반응을 전문가 시스템에 의해 분류하는 단계와,
    설정된 반응 이후의 최종 조건에 대한 상기 설정된 반응 각각의 결과를 예측하기 위하여, 그에 따라 결정된 상기 매개 변수 값과 상기 이미 설정된 값간에 관측된 차이값에 대해, 계산 방법을 사용하여, 상기 설정된 반응을 처리하는 단계와,
    계산 방법에 의해 예측하면서, 볼츠만(Boltzman) 다항식을 포함하는 식에서, 이들 매개 변수의 점근값(asymptotic values)에 대해 더 높은 차수의 평균 기여를 고려하는 계수에 의해 변경된, 차수 0과 1의 항만이 존속되는 일반화된 업셋 방법을 사용하는 단계와,
    이들 예측치를 이미 설정된 값에 비교하는 단계와, 상기 프로그램 방식으로정교화한 상기 반응 중에서 상기 선택된 원자로 제어 방법과 가장 잘 일치하는 반응을 선택하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  2. 제 1항에 있어서, 볼츠만 다항식 내의 더 높은 차수 항의 기여를 고려하는 상기 계수는 관련된 상기 매개 변수의 상기 점근값에 접근시키는 것을 가능케 하는, 제한된 개수의 (0 및 1의 차수보다) 더 높은 차수의 항에 상응하는 상기 매개 변수 값의 사전 결정치를 통해 각 매개 변수에 대해 얻어지는데,
    상기 계수는, 으로 표현되고, S는 매개 변수의 점근값이고, S0 및 S1은 각각 볼츠만 다항식의 0 및 1 차수 항의 값인 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  3. 제 1항 또는 제 2항에 있어서, 상기 원자로의 실제 작동 조건을 결정하는 단계를 포함하는 주기적인 재교정(periodic recalibration)은 순간적 측정치를 사용하여 한정되는데, 상기 재교정은 초기 조건을 구성하고, 이를 기초로, 후속한 예측치가 설정되는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  4. 제 3항에 있어서, 상기 재교정 기준값은 차이값 최소화 방법(difference minimization method)을 사용하여 상기 매개 변수 측정치로부터 결정되는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  5. 제 1항 또는 제 2항에 있어서, 원자로 작동을 나타내는 모델은 3차원 모델인 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  6. 제 1항 내지 제 2항에 있어서, 상기 하나 이상의 측정된 매개 변수는 상기 원자로의 다른 지점에서의 중성자 플럭스(neutron flux)로 구성되는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  7. 제 1항 내지 제 2항에 있어서, 설정된 예측치의 0 및 1보다 더 높은 차수의 항을 나타내는 요소의 도입은 그 크기가 이미 설정된 특정한 임계값을 초과하는 업셋 조건에 제한되는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
  8. 제 4항에 있어서, 상기 재교정은 상기 관측된 차이값에 상당히 기여하는 상기 매개 변수를 상기 모델에서 확인하기 위해 일반화된 업셋 방법의 사용을 포함하는 것을 특징으로 하는, 원자로 제어 방법.
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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US20030086520A1 (en) 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
US7487133B2 (en) 2002-09-19 2009-02-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function
US8041548B2 (en) 2004-12-30 2011-10-18 Global Nuclear Fuels-Americas, LLC Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation
JP6139074B2 (ja) * 2012-08-13 2017-05-31 三菱重工業株式会社 原子炉の監視装置及び原子炉の制御装置
KR101900178B1 (ko) * 2017-01-02 2018-09-18 한국수력원자력 주식회사 실시간 채널 출력 제어방법

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4046624A (en) * 1973-09-17 1977-09-06 Siemens Aktiengesellschaft Method of operating a nuclear reactor
JPS597290A (ja) * 1982-06-17 1984-01-14 ウエスチングハウス エレクトリツク コ−ポレ−シヨン 原子力発電ユニツトの制御方法
JPH02302695A (ja) * 1989-05-01 1990-12-14 Westinghouse Electric Corp <We> 炉心モデルのパラメータ更新方法及び解析的モデルのパラメータ更新方法
US5158738A (en) * 1988-11-14 1992-10-27 Framatome Method of controlling a pressurized water nuclear reactor
US5171516A (en) * 1990-10-04 1992-12-15 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor core monitoring system and method
JPH09113671A (ja) * 1995-10-20 1997-05-02 Japan Atom Energy Res Inst 原子炉プラントの実時間監視方法
KR101244965B1 (ko) * 2004-11-24 2013-03-18 캐논 가부시끼가이샤 현상제 보급 용기

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0296805A (ja) * 1988-10-04 1990-04-09 Nippon Atom Ind Group Co Ltd プロセスプラント用エキスパートシステム
US5009833A (en) * 1989-01-11 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Expert system for surveillance, diagnosis and prognosis of plant operation
US5167010A (en) * 1989-08-03 1992-11-24 Westinghouse Electric Corp. Expert advice display processing system

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4046624A (en) * 1973-09-17 1977-09-06 Siemens Aktiengesellschaft Method of operating a nuclear reactor
JPS597290A (ja) * 1982-06-17 1984-01-14 ウエスチングハウス エレクトリツク コ−ポレ−シヨン 原子力発電ユニツトの制御方法
US5158738A (en) * 1988-11-14 1992-10-27 Framatome Method of controlling a pressurized water nuclear reactor
KR0180718B1 (ko) * 1988-11-14 1999-05-15 샤들 브루넨고 가압수형원자로의 제어방법 및 이 방법을 실행하는 원자로
JPH02302695A (ja) * 1989-05-01 1990-12-14 Westinghouse Electric Corp <We> 炉心モデルのパラメータ更新方法及び解析的モデルのパラメータ更新方法
US5171516A (en) * 1990-10-04 1992-12-15 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor core monitoring system and method
JPH09113671A (ja) * 1995-10-20 1997-05-02 Japan Atom Energy Res Inst 原子炉プラントの実時間監視方法
KR101244965B1 (ko) * 2004-11-24 2013-03-18 캐논 가부시끼가이샤 현상제 보급 용기

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