KR100674106B1 - 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템 - Google Patents

통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자력발전소의 원자로에 장전된 핵연료를 건전하게 유지하도록 노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC)의 기능을 하나로 묶어 제어봉연산기와 신호 연결장치들의 고장으로 인해 불필요하게 원자로가 정지하지 않도록 한 통합형 원자로보호시스템에 관한 것이다.
본 발명의 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템은 디지털 컴퓨터를 이용한 루프형 가압경수로용 실시간 원자로보호시스템에 있어서, 노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC)의 기능을 하나로 통합하여 핵비등이탈률(DNBR)과 핵연료봉 선출력밀도(LPD) 등의 주요 노심운전 인자들을 실시간으로 계산하는 CPU(15), 노심유량과 노심출력 보정 및 노심 DNBR 운전제한치 감시 등 운전원 연계 기능을 위한 계산을 수행하는 보조연산장치모듈(30), 계측기 입력신호를 처리하고 주요 실시간 계산결과를 유지보수시험대(27;MTP)와 운전원모듈(28;OM) 및 발전소 경보시스템으로 전송하는 공통 및 입출력모듈(31) 로 이루어진 복수의 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13;ITOP)와; 상기 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13)의 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 정보를 인트라 채널네트워크를 통해 전달 받아 운전원으로 하여금 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있도록 하는 유지보수시험대(27;MTP) 및 운전원모듈(28;OM)과; 상기 유지보수시험대(27)로부터 전달 받은 제어봉위치 정보를 제어봉의 노내 삽입 상태를 나타내는 그림 정보로 운전원에게 표시하는 제어봉위치 표시장치(29;CEAPD)와;로 구성되어 있는 것을 특징으로 한다.
따라서 본 발명에 의하면, 종래의 원자로 열적 보호시스템에서 사용되던 노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC)의 기능을 통합형 실시간 열적보호기 (ITOP)에 통합시킴으로써 시스템의 단순화를 꾀할 수 있으며 연결시스템의 단일고장으로 인한 원자로정지 가능성을 대폭 줄일 수 있게 된다.
원자로, 통합형 열적보호 시스템, 노심보호연산기, 제어봉연산기

Description

통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템{Integrated Thermal On-line Protection System for a Nuclear Power Plant}
도 1은 종래의 디지털 노심보호연산기시스템(CPCS)을 개략적으로 도시한 블록도.
도 2는 본 발명에 따른 통합형 원자로 열적보호시스템을 개략적으로 도시한 블록도.
도 3은 도 2에 도시된 통합형 실시간 열적보호기(ITOP)의 상세도.
도 4는 본 발명에 따른 통합형 원자로 열적보호시스템의 제어모듈부를 개략적으로 도시한 블록도.
도 5a는 본 발명의 실시예에 따른 최적 DNBR 계산모듈(Static DNBR, SDNBR)의 상세 4-수로 모델을 도시한 도면.
도 5b는 도 5a에 도시된 고온 핵연료 다발의 1/4 상세도.
도 6a는 상세 4-수로의 속도전달 모델을 도시한 그래프.
도 6b는 상세 4-수로의 압력전달 모델을 도시한 그래프.
도 6c는 상세 4-수로의 에너지전달 모델을 도시한 그래프.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명 *
10 내지 13 : 통합형 실시간 열적보호기
15 : CPU 21 : 원자로 냉각수유량 계산모듈
22 : 제어봉 연산기능 모듈 23 : 원자로 출력분포 합성모듈
24 : DNBR 계산모듈 25 : 복합 기능모듈
26 : 원자로 정지신호 처리모듈
본 발명은 원자력발전소의 안전시스템에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로에 장전된 핵연료의 건전성을 유지시키기 위한 개량형 원자로보호시스템에 관한 것이다.
일반적으로 원자로는 우라늄 핵분열을 이용하여 열을 발생시키는 장치로서, 농축 우라늄 소결체를 연료봉에 넣은 핵연료봉 다발이 내부에 장전된다. 핵연료봉 사이로 냉각수 유로가 형성되어 연료봉에서 발생된 열이 냉각수로 전달된다. 원자로에 의해 가열된 냉각수는 관류형 증기발생기를 통과하여 냉각수 펌프에 의해 원자로로 다시 순환된다. 이 때, 원자로 압력은 가압기에 의해 일정한 수준으로 유지되며, 증기발생기는 원자로 냉각수와의 열전달을 통해 증기를 발생시키고 증기터빈을 회전시켜 전기를 생산한다.
원자로는 냉각수의 종류에 따라 경수로(Light Water Reactor)와 중수로(Heavy Water Reactor)로 구분된다. 가압경수로는 냉각수 펌프와 가압기 및 증기발생기 등이 원자로 압력용기 외부에 있는 루프(Loop)형과 내부에 존재하는 일 체(Integral)형으로 나누어진다. 전기생산을 위한 상용화된 대용량 원자력발전소의 상당수가 루프형 가압경수로이며 일체형 원자로는 전기와 열에너지 생산을 목적으로 하는 소용량의 원자로이다.
이들 가운데 경수로는 냉각수가 핵연료봉 및 증기발생기에서의 열전달을 극대화시키고 원자로 냉각수의 비등을 방지하기 위해 고온-고압상태를 유지하게 되는데, 핵연료봉과 냉각수 사이의 열전달은 대류열전달(Convective Heat Transfer) 또는 핵비등열전달(Nucleate Boiling Heat Transfer) 현상으로 나타난다. 가열면과 유체 사이의 열전달 특성에 의하면 핵비등열전달 영역을 벗어나는 경우 열전달 효율이 급격히 나빠져서 가열면의 국부온도가 크게 증가하게 된다. 즉, 핵연료봉과 냉각수사이의 열전달이 잘 이루어지지 않는 경우 핵연료용융이나 연료봉이 국부적으로 손상되는 사고가 발생할 우려가 있다.
따라서 핵연료 설계시 핵연료용융이나 연료봉 손상에 의한 피해를 허용한도 이내로 유지하기 위해 핵연료봉 선출력밀도(LPD;Local Power Density)와 핵비등이탈(DNB;Departure from Nucleate Boiling)에 대한 제한치를 설정하여 감시한다. LPD 제한치는 핵연료용융을 발생시키는 연료봉의 선출력밀도로 정의되며 DNB 제한치는 핵비등이탈 현상이 발생하는 연료봉의 DNB 열유속 또는 임계열유속(Critical Heat Flux)으로 정의된다. 임계열유속은 주어진 국부 노심조건을 이용하여 실험식에 의해 계산되며 실제 측정 열유속에 대한 비율을 핵비등이탈률(DNB Ratio,DNBR)로 정의한다. 원자로 열적보호시스템은 원자로 운전조건에 대한 측정신호를 이용하여 LPD와 DNBR에 대한 각각의 설계제한치를 감시하고 제한치를 위반하는 경우 원자 로를 정지시키는 원자로 안전시스템이다.
가압경수로의 원자로 열적보호시스템은 유형에 따라 아날로그 보호시스템과 디지털 보호시스템으로 구분된다. 국내 원전의 경우 고리 1-4호기와 영광 1-2호기 등이 아날로그 보호시스템을 채택하고 있으며 영광 3-6호기, 울진 3-6호기 및 신고리 1-2호기 등은 디지털 보호시스템을 사용하고 있다. 현재까지 상용화가 이루어진 아날로그 원자로보호시스템은 과출력(Overpower)/과온도(Overtemperature) 보호시스템이 있으며 디지털 원자로보호시스템은 컴퓨터를 이용한 실시간 노심보호연산기시스템(Core Protection Calculator System,CPCS)이 사용되고 있다. 과출력/과온도 보호시스템과 CPCS는 모두 핵연료 용융과 핵비등이탈 현상으로부터 원자로를 안전하게 유지하기 위해 필수적인 원자로보호시스템이다. 아날로그 원자로 열적보호시스템인 과출력/과온도 보호시스템은 측정된 노심압력, 노심 평균온도와 온도차이 및 노심 상하부 출력편차로부터 각각 과출력과 과온도의 트립 설정치를 아날로그 회로를 이용하여 계산하여 원자로정지 여부를 판정한다. CPCS는 디지털 컴퓨터인 4 대의 노심보호연산기(Core Protection Calculator,CPC)와 2 대의 제어봉연산기(Control Element Assembly Calculator,CEAC)를 이용한 독립적인 4 개의 보호시스템 채널로 구성되어 있다. 각 CPCS 채널은 노심 운전조건에 대한 계측신호를 이용하여 최소 DNBR과 최대 LPD를 실시간으로 계산하여 각각의 설계제한치를 위반한 때 원자로 정지신호를 발생시킨다.
미국특허 4080251호, 4318778호 및 4330367호는 디지털 컴퓨터를 이용하여 주요 핵연료설계 제한인자 LPD와 DNBR을 실시간으로 감시하고 각각의 제한치를 위 반한 경우 원자로 정지신호를 발생시키는 노심보호 및 노심감시 장치와 방법의 발명을 기술하고 있다. 여기에서, 노심보호장치인 노심보호연산기(110 내지 113;Core Protection Calculator,CPC)의 입력신호 중 개별 제어봉의 노내 삽입위치 신호에 대한 정보는 도 1에 도시된 바와 같이 별도의 제어봉연산기(115,116;CEAC)로부터 제공받는다. 각 제어봉(121,122;CEA,Control Element Assembly) 그룹의 목표제어봉(117 내지 120;Target CEA)의 위치신호 4개 세트는 지정된 각각의 CPC(110 내지 113) 채널에 직접 입력된다. 여기에서, 일반적으로 제어봉은 4개가 한 개의 제어봉그룹을 이루며 4개의 CPC 채널에 전송되는 각각의 제어봉을 목표제어봉(117 내지 120)으로 정의한다. 노심보호장치는 필요시 원자로를 정지시켜야 하는 안전시스템이므로 독립적인 4 개의 보호시스템 채널로 구성되며 2 개 채널 이상에서 원자로 정지신호가 발생한 경우 원자로를 정지시킨다. 도 1에서 W는 냉각수 펌프 회전속도, PR은 노심압력, TC는 저온관온도, TH는 고온관온도, D는 핵계측기 신호를 각각 나타낸다.
따라서 기존의 노심보호연산기(110 내지 113)는 독립적인 4개의 채널로 구성되어 있지만 각 제어봉에 제어봉위치 검출기의 설치가 2개로 제한되므로 제어봉연산기(115,116)는 2개의 채널로 구성되어 있다. 즉, 2개 채널의 제어봉연산기(115,116)에서 각각의 개별 제어봉위치 신호를 처리하여 제어봉위치 편차에 따른 정보를 노심보호연산기(110 내지 113) 4개 채널에 모두 전달한다. 만일 제어봉연산기(115,116) 1 개 채널의 정보가 신호 연결시스템의 불량으로 인한 거짓 신호이거나 또는 사용 불능일 경우에는 노심보호연산기(110 내지 113) 4개 채 널이 모두 영향을 받아 불필요한 원자로 정지신호가 발생할 가능성이 높다.
이와 같이 기존의 디지털 원자로 열적보호시스템인 CPCS는 4개 채널의 노심보호연산기(CPC)와 2개 채널의 제어봉연산기(CEAC)가 하드웨어적으로 연결되어 있어서 제어봉연산기 1개 채널의 고장은 4개 채널의 모든 노심보호연산기에 영향을 주어 불필요한 원자로 정지를 발생시키게 되는 단점이 있었다.
또한, 이러한 기존 디지털 노심보호장치의 단점으로 인해 다수의 원자로가 불시에 정지하는 사례가 국내 원전에서 보고된 바 있다. 또한 제어봉연산기(115,116)에 대한 주기 점검시험이 필요하며 점검 중에는 1개 채널만이 운전가능 상태이므로 제어봉연산기(115,116) 시스템의 단일 고장(Single Failure)이 원자로 정지를 유발할 가능성이 높아진다.
또한 기존의 디지털 노심보호장치는 실시간 DNBR 계산을 위해 매우 단순화된 계산모델을 채택하고 있어 지나치게 보수적이며 계산오차도 크다. 이는 디지털 컴퓨터의 계산성능이 낮은 1970년대 초기에 개발되었기 때문이다. DNBR 계산오차의 증가와 보수적인 계산방법은 원자로의 열적여유도(Thermal Margin)를 감소시켜 예상되는 과도상태(Anticipated Operational Occurrences) 또는 가상사고(Postulated Accident) 발생시 원자로정지를 방지할 수 있는 여유가 줄어들어 결과적으로는 발전소 이용률을 저하시킨다. 따라서 발전소 이용률 향상뿐만이 아니라 핵연료설계 여유도의 확보와 원자로 출력증대를 위해서도 원자로의 열적여유도를 증가시키기 위한 노력이 중요하다. 현재는 컴퓨터의 계산성능이 매우 우수하므로 보다 정확한 DNBR 계산방법론의 적용을 통한 노심 열적여유도를 증가시키는 방안이 가능하다.
기존의 디지털 노심보호장치는 노외 핵계측기 신호를 이용하여 노심 축방향 출력분포를 합성한다. 기존의 합성법은 계측기 신호의 크기에 따라 출력분포 형태를 예측하여 각각의 경우 미리 결정된 합성계수를 이용한다. 이러한 방법은 계측기 신호와 출력분포의 관계가 단순하지 않으므로 경우에 따라서는 매우 부정확한 노심 축방향 출력분포의 합성이 이루어진다. 즉, 기존 노심보호시스템은 매우 단순한 DNBR 계산방법과 원자로 축방향 출력분포 합성법의 사용으로 인해 원자로 열적여유도의 감소가 초래되는 문제점이 있었다.
한편, 디지털 노심보호장치는 핵연료 주요 안전인자인 DNBR과 LPD에 대한 원자로 정지신호 발생기능과 더불어 보조 정지신호 발생기능도 있다. 즉, 원자로 출력의 급격한 증가를 방지하기 위한 가변 과출력 정지기능, 비대칭 증기발생기 과도상태 방지기능 및 허용 운전범위 위반 방지기능 등 노심온도, 노심압력, 축방향 출력분포 등의 계측된 노심운전조건이 허용범위를 벗어났을 때 원자로 정지신호를 발생시키는 기능 등이 포함되어 있다. 기존의 노심보호장치는 DNBR과 LPD에 대한 예비정지 경보기능이 있으나 보조 정지신호에 대한 예비정지 경보기능이 없어서 운전원으로 하여금 원자로정지를 막기 위한 조치를 취할 수 없는 단점이 있었다.
본 발명은 국내외 루프형 가압경수로 원자력발전소에 적용 가능한 통합형 디지털 원자로 열적보호시스템을 개발하기 위해 제안된 것으로, 4개 채널의 노심보호연산기와 2개 채널의 제어봉연산기가 하드웨어적으로 연결되어 있어서 제어봉연산기 1개 채널의 고장이 4개 채널의 모든 노심보호연산기에 영향을 주어 불필요한 원 자로 정지를 발생시키게 되는 기존의 디지털 원자로 열적보호시스템인 CPCS와는 달리, 제어봉연산기와 신호 연결기기의 고장으로 인한 불필요한 원자로 정지를 줄이고자 하는 데 첫 번째 목적이 있다.
본 발명의 두 번째 목적은 핵연료설계 여유도의 확보와 원자로 출력증대를 위해서 원자로의 열적여유도를 증가시키기는 최적 DNBR 계산방법과 원자로 축방향 출력분포 합성법을 제안하는 데 있다.
본 발명의 세 번째 목적은 원자로 열적보호시스템의 기능을 개선하여 불필요한 원자로 정지를 최소한으로 줄이고 운전원의 실수와 부담을 줄임으로써 발전소성능을 향상시키는 데 있다.
이러한 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은 개별 제어봉 위치신호를 처리한 제어봉위치 편차에 대한 정보에 따라, 노심 운전조건에 대한 계측신호를 이용하여 최소 핵비등이탈률(DNBR)과 최대 핵연료봉 선출력밀도(LPD)를 실시간으로 계산하여 각각의 설계제한치를 위반한 때 원자로 정지신호를 발생시키도록 되어 있는 디지털 컴퓨터를 이용한 루프형 가압경수로용 실시간 원자로보호시스템에 있어서, 노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC)의 기능을 하나로 통합하여 DNBR과 LPD 등의 주요 노심운전 인자들을 실시간으로 계산하는 CPU, 노심유량과 노심출력 보정 및 노심 DNBR 운전제한치 감시 등 운전원 연계 기능을 위한 계산을 수행하는 보조연산장치모듈, 계측기 입력신호를 처리하고 주요 실시간 계산결과를 유지보수시험대(MTP)와 운전원모듈(OM) 및 발전소 경보시스템으로 전송하는 공통 및 입출력모듈(31)로 이루어진 복수의 통합형 실시간 열적보호기(ITOP)와; 통합형 실시간 열적보호기의 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 정보를 인트라 채널네트워크를 통해 전달 받아 운전원으로 하여금 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있도록 하는 유지보수시험대(MTP) 및 운전원모듈(OM)과; 유지보수시험대로부터 전달 받은 제어봉위치 정보를 제어봉의 노내 삽입 상태를 나타내는 그림 정보로 운전원에게 표시하는 제어봉위치 표시장치(CEAPD)로 구성되어 있는 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템을 제공한다.
이하, 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템을 첨부 도면을 참조로 상세히 설명한다.
본 발명은 가압경수로용 통합형 디지털 실시간 원자로 열적보호시스템에 관한 것으로서, 기존 디지털 원자로 열적보호시스템인 CPCS를 개량한 것으로, 디지털 컴퓨터를 이용한 하드웨어와 이를 운영하는 소프트웨어를 담고 있는 운영모듈로 구성되며, 본 발명의 하드웨어는 다시 도 2에 도시된 바와 같이, 제어봉위치 신호 처리를 위한 별도의 제어봉연산기를 제거하고 그 기능을 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13;Integrated Thermal On-line Protector,ITOP)에 포함시킨 통합형 실시간 원자로 열적보호시스템으로 이루어진다.
즉, 본 발명의 통합형 실시간 원자로 열적보호시스템은 두 세트의 제어봉 위치신호(RSPT1 & RSPT2)를 CEA 입출력모듈(32)을 이용하여 각각의 ITOP(10,11,12,13)에 직접적으로 연결하고 ITOP(10,11,12,13)의 소프트웨어를 이용하여 각각의 ITOP(10,11,12,13)가 제어봉연산기의 기능을 수행하도록 한다. ITOP(10,11,12,13)의 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 주요정보는 광섬유 인트라 채널네트워크를 통해 각각 유지보수시험대(27;Maintenance and Test Panel,MTP)와 운전원모듈(28;Operator Module,OM)로 전달되어 운전원으로 하여금 노심운전 정보의 실시간 관측이 가능하도록 하였다. 또한 MTP(27)로부터 제어봉위치 정보는 제어봉위치 표시장치(29;CEA Position Display,CEAPD)로 전송되어 운전원에게 제어봉의 노내 삽입정보를 그림으로 보여준다. 여기에서 제어봉 위치신호와 각 ITOP(10,11,12,13) 채널의 연결 시 채널 사이의 독립성을 유지하기 위해 신호 격리장치를 이용하는데, 독립적인 2개 채널의 개별 제어봉 위치신호를 동시에 신속 처리하기 위해 ITOP(10,11,12,13)는 도 3에 도시된 바와 같이 고성능의 중앙연산처리장치(15;CPU)를 이용한다.
따라서, CPU(15)를 이용하여 주요 노심운전 인자(DNBR과 LPD 등)들을 실시간으로 계산하게 되고 보조연산장치모듈(30)은 운전원 연계기능(즉 노심유량과 노심출력 보정, 노심 DNBR 운전제한치 감시)을 편리하게 하기 위해 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21)의 노심유량과 복합기능 모듈(25)의 노심출력의 보정상수를 자동으로 계산하는 등 소정의 계산을 수행한다. 이 때, 보정상수는 노심유량보정을 위한 기준유량과 도 4의 냉각수 유량계산 모듈(21)에서 계산된 유량을 비교하여 계산한다. 보조연산장치모듈(30)은 또한 복합기능모듈(25)에서 실시간으로 계산된 최소 DNBR과 미리 설정된 DNBR 운전제한치의 비교를 자동으로 수행하여 DNBR 운전제한치를 감시하도록 되어 있는 감시장치를 구비하고 있다.
한편, 공통모듈(Common Module,COM.) 및 입출력모듈(Input/Output Module,I/O)은 도면번호 31로 표시된 것처럼, 계측기 입력신호를 처리하고 주요 실 시간 계산결과를 MTP(27)와 OM(28) 및 발전소 경보시스템으로 전송한다.
도 3은 ITOP 채널 A(10)의 상세도이며 입력신호와 출력신호를 보여준다. 도 1의 기존 노심보호연산기(110 내지 113) 채널 A(110)의 입력신호와 비교하면 ITOP 마다 4개 씩 묶여 있는 개별 제어봉에 대하여 제어봉 그룹 위치신호 대신에 개별 제어봉위치 신호(Reed Switch Position Transmitter,RSPT1 & RSPT2)가 사용되고 냉각수 펌프 회전속도 대신에 공급전원 주파수(ω)와 전류신호(I)가 사용되고 있음을 알 수 있다.
통합형 원자로 열적보호시스템의 기능모듈부는 도 4에 도시된 바와 같이 5개의 계산기능 모듈과 1개의 원자로 정지신호 처리모듈로 구성된다. 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21;Core Flow,CFLOW)은 계측된 냉각수 펌프 공급전원 주파수와 입력전류 신호를 이용해 노심유량을 계산하여 원자로 출력분포합성 모듈(23)과 DNBR 계산 모듈(24)로 전송한다. 또한 복합기능 모듈(25)로부터 최소 DNBR과 최대 LPD 값을 입력받아 노심유량 변화에 따른 보정계산을 수행하여 원자로정지신호처리 모듈(26)로 수정된 최소 DNBR과 최대 LPD 값을 전송한다. 제어봉 연산기능 모듈(22;CEA Deviation,CRDEV)은 개별 제어봉위치 신호를 처리하여 위치편차에 따른 DNBR과 LPD 페널티 인자를 계산한다. 제어봉위치 편차에 의한 DNBR과 LPD 페널티 인자를 복합기능 모듈(25;Update Variable,UPDVAR)로 전달하고 각각의 목표 제어봉위치 정보를 원자로 출력분포 합성모듈(23)로 보낸다. 복합기능 모듈(25)은 다양한 계측기 입력신호와 노심 출력분포 관련 정보를 이용하여 노심출력을 계산하고 수시로 변하는 원자로 운전조건을 반영하여 DNBR과 LPD를 짧은 시간간격으로 계산 한다. UPDVAR에서 수정 계산된 DNBR과 LPD는 원자로정지신호처리 모듈(26)로 전송된다. 원자로 출력분포 합성모듈(23;Core Power Distribution,CPWRD)은 CFLOW(21)에서 계산된 노심유량과 UPDVAR(25)에서 전달된 노외핵계측기 신호를 이용하여 노심 축방향 및 반경방향 출력분포를 합성한다. 실시간으로 합성한 노심 축방향 및 반경방향 출력분포는 DNBR 계산 모듈(24)과 복합기능 모듈(25)로 보내어진다. DNBR 계산 모듈(24;Static DNBR, SDNBR)은 CFLOW(21)에서 계산된 노심유량과 CPWRD(23)에서 합성된 노심 출력분포를 이용해 상세 DNBR 계산을 수행하여 UPDVAR(25)로 보낸다. 마지막으로 원자로 정지신호처리 모듈(26;Trip Generation, TRPGEN)은 DNBR과 LPD의 원자로 정지신호 및 보조 정지신호의 발생여부를 결정한다. 또한 DNBR과 LPD의 예비 정지신호를 처리하여 필요시 경보를 발생시킨다.
여기에서 먼저 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21)은 기존의 냉각수 펌프의 회전속도 신호 대신에 공급전원의 주파수(Frequency)와 3상(3-phase) 전류 신호를 이용하여 노심유량을 계산한다. 즉, 노심유량은 펌프 공급전원의 출력에 비례하는 원리를 이용한다. 이러한 입력신호의 변경은 냉각수 펌프 축고착 사고와 축파단 사고를 보다 빨리 인지할 수 있게 해주므로 사고 발생을 대비해 요구되는 열적여유도를 줄일 수 있으며 3상 전류신호의 사용은 입력신호를 다중화하는 장점도 있다.
제어봉연산기능 모듈(22;CEA Deviation,CRDEV)은 기존의 제어봉연산기의 기능을 수행하기 위해 본 발명에서 통합형 열적보호기(ITOP)의 기능모듈로 개량한 것이다. 개별 제어봉위치 신호를 처리하여 위치편차에 따른 DNBR과 LPD 페널티 인자를 계산하고 그룹제어봉 위치신호도 결정하여 출력분포 합성모듈에 제공한다. 두 세트의 제어봉위치 입력신호 중 한 세트가 사용불능이면 일정 시간동안 사용가능한 신호만을 사용한다. 제어봉 위치신호가 모두 사용불능이면 CRDEV(22) 모듈의 기능은 자동으로 우회되고 DNBR과 LPD 페널티 인자는 이전의 값을 사용한다.
원자로 출력분포합성 모듈(23)은 노심 축방향 및 반경방향 출력분포를 합성한다. 축방향 출력분포는 기존의 3차 스플라인(Spline) 합성법을 개선하여 출력분포 특성을 세분화하고 최적의 합성계수를 사용한다. 반경방향 출력분포는 CRDEV 모듈(22)에서 제공한 그룹제어봉 위치를 이용하여 결정되며 보수적인 LPD와 DNBR 계산을 위해 가상의 고온봉(Hot-pin) 출력분포를 합성한다.
DNBR 계산 모듈(24)은 도 5a에 나타낸 바와 같이 상세 4-수로해석모델을 이용하여 원자로 열유동 지배방정식의 수치해를 얻고 노심 최소 DNBR을 계산한다. 즉, 냉각수가 흐르는 원자로내 핵연료봉다발 사이의 유로를 노심평균 수로(41)와 고온핵연료다발 수로(42)로 구분하고 수로(42)의 내부는 최소 DNBR 발생을 가정한 고온수로(44)와 고온수로 주변의 수로(43)로 구분한다. 상세 4-수로는 그룹수로(43)와 수로(42) 사이의 운동량과 에너지 전달을 보다 상세하고 정확하게 계산하기 위해 경계수로(42')와 경계수로(42")를 추가로 모델링한 것인데, 여기에서 수로(42)는 도 5b 중 44, 43, 42' 또는 42"으로 표시된 부분을 제외한 아무 표시도 되어 있지 않은 수로 들을 평균적으로 나타내는 수로이며, 상세 4-수로라 함은 경계수로(42')와 경계수로(42")의 추가를 통해 모델링을 더욱 세분화함으로써 수로 전체의 운동량과 에너지 전달을 더욱 상세하고 정확하게 계산할 수 있게 되는 것을 의미한다.
그룹수로 사이의 운동량 및 에너지 전달은 그룹수로 사이의 경계수로를 추가로 정의하여 원자로 운전조건에 따라 실시간으로 계산된다. 기존의 단순화된 4-수로 해석방법은 경계수로를 정의하지 않고 보다 상세한 DNBR 해석방법과의 조정과정을 통해 결정된 일정한 값을 갖는 전달계수를 사용한다.
도 6a 내지 도 6c는 각각 축방향 및 횡방향 운동량과 에너지 방정식을 풀기 위한 인접수로 사이의 유량(속도), 압력 및 엔탈피 교환을 도식적으로 나타낸 것으로 인접한 수로 사이의 압력, 속도 및 엔탈피 전달계수(NP, NU, NH)를 다음 수학식 1과 같이 정의한다.
Figure 112003017871641-pat00001
여기에서 P, U, H는 인접한 임의의 통합수로 I, J의 평균 압력, 속도와 엔탈피이며 p, u, h는 통합수로 I, J 사이의 경계수로의 압력, 속도와 엔탈피를 나타낸다. 본 발명에서 이용하는 상세 4-수로해석모델의 경우 상기와 같이 정의된 각각의 전달계수는 주로 고온핵연료다발 수로(42)와 고온수로의 주변수로(43) 사이의 압력, 속도, 엔탈피의 교환을 나타내기 위한 것으로 정의된다. 압력과 속도에 대한 전달계수 NP와 NU는 미리 계산된 최적 상수값을 사용하며 엔탈피 전달계수(NH)만 경계수로(42'와 42")의 엔탈피를 이용하여 다음 수학식 2와 같이 계산한다.
Figure 112003017871641-pat00002
복합기능 모듈인 UPDVAR(25;Update Variable)은 원자로출력과 수시로 변하는 원자로 운전조건을 반영하여 수정 DNBR을 계산한다. UPDVAR(25)은 가변 과출력정지, 비대칭 증기발생기 과도상태 방지 및 허용 운전범위 위반 방지 등을 위한 관련 보조정지 인자들을 계산하여 각각의 원자로정지 제한치와 비교한다. 기존의 노심보호장치는 보조 정지신호에 대한 예비 정지 경보기능이 없어서 운전원으로 하여금 원자로정지를 막기 위한 조치를 취하도록 할 수 없는 단점이 있기 때문에, 본 발명에서는 모든 보조정지 인자들에 따른 예비정지 경보모듈을 UPDVAR에 추가로 설치하여 보조정지 인자와 원자로정지 제한치의 비교 결과를 원자로 정지신호 처리모듈(26)로 전달되도록 한다.
원자로 정지신호처리 모듈(26)은 DNBR과 LPD의 원자로 정지신호 및 보조 정지신호의 발생여부를 결정하며 나아가서 본 발명에서는 모든 원자로정지 변수의 예비 정지신호를 처리하여 필요시 경보를 발생시킴으로써 운전원으로 하여금 필요한 원자로정지 예방조치를 취하도록 한다.
이와 같이 구성된 통합형 원자로 열적보호시스템은 운전원과의 연계성을 개선하기 위해 원자로출력과 냉각수 유량에 대한 보정을 자동화하기 위해 실시간으로 계산되는 원자로출력과 냉각수 유량을 운전원에게 제공한다. 또한 노심감시시스템이 운전불능인 경우 DNBR 정상운전제한치에 대한 감시기능도 자동화할 수 있게 된 다.
따라서, 본 발명에 따른 디지털 원자로 열적보호시스템에 의하면, 기존의 제어봉연산기(CEAC)와 노심보호연산기(CPC)를 이용해 결합함으로써 시스템의 단순화를 꾀할 수 있으며 연결시스템의 단일고장으로 인한 원자로정지 가능성을 대폭 줄일 수 있게 된다.
또한, 원자로 주요 운전변수인 DNBR 계산방법을 최적화함으로써 원자로의 열적여유도를 증가시켜 원자로 운전여유도와 핵연료설계 여유도를 증가시키고 나아가서 원자로출력을 증대시킬 수 있는 기반을 확보할 수 있게 된다. 뿐만 아니라, 모든 보조정지 인자들의 예비정지 경보기능을 추가하여 원자로 운전원이 불필요한 원자로정지를 막기 위한 조치를 취할 수 있게 되며, 원자로 운전원과의 연계기능을 자동화하여 운전원의 실수와 부담을 줄임으로써 발전소성능을 향상 시킬 수 있게 된다.
본 발명은 특정의 실시 예와 관련하여 도시 및 설명하였지만 특허청구 범위에 의해 나타난 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 한도 내에서 다양한 개조 및 변화가 가능하다는 것을 이 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 누구나 쉽게 알 수 있을 것이다.

Claims (6)

  1. 개별 제어봉 위치신호를 처리한 제어봉위치 편차에 대한 정보에 따라, 노심 운전조건에 대한 계측신호를 이용하여 최소 핵비등이탈률(DNBR)과 최대 핵연료봉 선출력밀도(LPD)를 실시간으로 계산하여 각각의 설계제한치를 위반한 때 원자로 정지신호를 발생시키도록 되어 있는 디지털 컴퓨터를 이용한 루프형 가압경수로용 실시간 원자로보호시스템에 있어서,
    노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC)의 기능을 하나로 통합하여 상기 DNBR과 LPD 의 주요 노심운전 인자들을 실시간으로 계산하는 CPU(15), 노심유량과 노심출력 보정 및 노심 DNBR 운전제한치 감시의 운전원 연계 기능을 위한 계산을 수행하는 보조연산장치모듈(30), 계측기 입력신호를 처리하고 주요 실시간 계산결과를 유지보수시험대(27;MTP)와 운전원모듈(28;OM) 및 발전소 경보시스템으로 전송하는 공통 및 입출력모듈(31) 로 이루어진 복수의 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13;ITOP)와;
    상기 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13)의 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 정보를 인트라 채널네트워크를 통해 전달 받아 운전원으로 하여금 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있도록 하는 유지보수시험대(27;MTP) 및 운전원모듈(28;OM)과;
    상기 유지보수시험대(27)로부터 전달 받은 제어봉위치 정보를 제어봉의 노내 삽입 상태를 나타내는 그림 정보로 운전원에게 표시하는 제어봉위치 표시장치(29;CEAPD)와; 로 구성되어 있는 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템.
  2. 제1항에 있어서 상기 각각의 통합형 실시간 열적보호기(10,11,12,13)는,
    계측된 냉각수 펌프 공급전원 주파수와 입력전류 신호를 이용해 노심유량을 계산하여 원자로출력분포합성 모듈(23)과 DNBR 계산 모듈(24)로 전송하고, 복합기능 모듈(25)로부터 최소 DNBR과 최대 LPD 값을 입력받아 노심유량 변화에 따른 보정계산을 수행하여 원자로정지신호처리 모듈(26)로 수정된 최소 DNBR과 최대 LPD 값을 전송하는 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21;Core Flow,CFLOW);
    개별 제어봉위치 신호를 처리하여 위치편차에 따른 DNBR과 LPD 페널티 인자를 계산하고, 제어봉위치 편차에 의한 DNBR과 LPD 페널티 인자를 복합기능 모듈(25)로 전달하고 각각의 목표 제어봉위치 정보를 원자로 출력분포 합성모듈(23)로 전달하는 제어봉 연산기능 모듈(22;CEA Deviation,CRDEV);
    상기 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21)에서 계산된 노심유량과 복합기능 모듈(25)에서 전달된 노외핵계측기 신호를 이용하여 노심 축방향 및 반경방향 출력분포를 합성하여 합성한 노심 축방향 및 반경방향 출력분포를 실시간으로 DNBR 계산 모듈(24)과 복합기능 모듈(25)로 전달하는 원자로 출력분포 합성모듈(23;Core Power Distribution,CPWRD);
    상기 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21)에서 계산된 노심유량과 상기 원자로 출력분포 합성모듈(23)에서 합성된 노심 출력분포를 이용해 상세 DNBR 계산을 수행하여 복합기능모듈(25)로 전달하는 DNBR 계산 모듈(24;Static DNBR, SDNBR);
    다양한 계측기 입력신호와 노심 출력분포 관련 정보를 이용하여 노심출력을 계산하고 수시로 변하는 원자로 운전조건을 반영하여 DNBR과 LPD를 짧은 시간간격으로 계산하는 복합기능 모듈(25;Update Variable,UPDVAR); 및
    상기 원자로 운전조건을 반영한 DNBR과 LPD의 원자로 정지신호 및 보조 정지신호의 발생여부를 결정하고 상기 원자로 운전조건을 반영한 DNBR과 LPD의 예비 정지신호를 처리하여 필요시 경보를 발생시키는 원자로 정지신호처리 모듈(26;Trip Generation, TRPGEN)로 구성된 제어모듈부를 포함하고 있는 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 DNBR 계산 모듈(24,SDNBR)은 그룹수로(43)와 수로(42) 사이에 경계수로(42',42")를 설정한 상세 4-수로 해석모델을 이용하여 원자로 열유동 지배방정식의 수치해를 얻고 노심 최소 DNBR 계산을 실시간으로 수행할 수 있도록 한 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템.
  4. 제2항에 있어서,
    상기 복합기능 모듈(25)은 가변 과출력정지, 비대칭 증기발생기 과도상태 방지 및 허용 운전범위 위반 방지를 위한 관련 보조정지 인자들을 계산하여 각각의 원자로정지 제한치와 비교함으로써 예비정지 경보를 발하도록 되어 있는 경보모듈을 구비하고 있는 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적보호시스템.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 보조연산장치모듈(30)은 원자로 냉각수 유량계산 모듈(21)의 노심유량과 복합기능 모듈(25)의 노심출력의 보정상수를 자동으로 계산하도록 되어 있는 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적보호시스템.
  6. 제1항에 있어서,
    상기 보조연산장치모듈(30)은 DNBR 운전제한치를 감시하기 위해 복합기능모듈(25)에서 실시간으로 계산된 최소 DNBR과 미리 설정된 DNBR 운전제한치의 비교를 자동으로 수행할 수 있는 감시장치를 구비하고 있는 것을 특징으로 하는 통합형 실시간 원자로 열적보호시스템.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100980263B1 (ko) 2008-03-21 2010-09-06 두산중공업 주식회사 노심보호연산기 계통의 가변 과출력 정지 제어 방법

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100600971B1 (ko) * 2004-12-29 2006-07-13 두산중공업 주식회사 노심보호연산기계통
KR100827567B1 (ko) * 2006-10-31 2008-05-07 한국전력공사 원자로 수위지시계통을 이용하지 않는 원자력발전소의 노심냉각 감시방법
KR100912031B1 (ko) * 2007-12-11 2009-08-12 한전원자력연료 주식회사 원자로 내의 축방향 출력분포 제어방법
RU2470392C1 (ru) * 2011-06-28 2012-12-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ управления ядерным реактором
KR101687169B1 (ko) * 2016-04-06 2016-12-16 한전원자력연료 주식회사 반복 교차검증을 이용한 상관식 공차한계 설정시스템 및 그 방법
US11031147B2 (en) 2016-04-06 2021-06-08 Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. System for setting tolerance limit of correlation by using repetitive cross-validation and method thereof
FR3085787B1 (fr) * 2018-09-12 2020-10-23 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire avec calcul du rftc en ligne, reacteur nucleaire correspondant
KR102148777B1 (ko) * 2019-11-13 2020-08-27 한전원자력연료 주식회사 통계적 방법을 이용한 기준 열적여유도 분석모형 과출력 벌점 산출 시스템
CN113470839B (zh) * 2021-07-15 2024-03-01 中广核研究院有限公司 一种堆芯在线保护方法
KR102635080B1 (ko) * 2021-08-27 2024-02-07 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소 통합감시 시스템
KR102592774B1 (ko) * 2021-08-27 2023-10-20 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소 통합감시 시스템

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4692299A (en) 1985-10-18 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Testing sensor signal processors
KR19990042843A (ko) * 1997-11-28 1999-06-15 윤덕용 가압경수로형 원자로 보호계통용 동적안전시스템
KR20010031164A (ko) * 1997-10-16 2001-04-16 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 원자로 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 감시하여불안정 상태의 개시가 검출될 때 핵반응의 임계 상태를감소시키는 보호 시스템과 핵반응시 원자로 노심 감시 방법
KR20010076542A (ko) * 2000-01-26 2001-08-16 이종훈 원자력 발전소의 디지털 발전소 보호 계통
KR20020034011A (ko) * 2000-11-01 2002-05-08 윤덕용 원자력 발전소의 디지털 온라인 능동 시험 발전소 보호시스템 및 그 방법
KR20030039196A (ko) * 2001-11-12 2003-05-17 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소의 노심보호 연산시스템

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4692299A (en) 1985-10-18 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Testing sensor signal processors
KR20010031164A (ko) * 1997-10-16 2001-04-16 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 원자로 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 감시하여불안정 상태의 개시가 검출될 때 핵반응의 임계 상태를감소시키는 보호 시스템과 핵반응시 원자로 노심 감시 방법
KR19990042843A (ko) * 1997-11-28 1999-06-15 윤덕용 가압경수로형 원자로 보호계통용 동적안전시스템
KR20010076542A (ko) * 2000-01-26 2001-08-16 이종훈 원자력 발전소의 디지털 발전소 보호 계통
KR20020034011A (ko) * 2000-11-01 2002-05-08 윤덕용 원자력 발전소의 디지털 온라인 능동 시험 발전소 보호시스템 및 그 방법
KR20030039196A (ko) * 2001-11-12 2003-05-17 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소의 노심보호 연산시스템

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100980263B1 (ko) 2008-03-21 2010-09-06 두산중공업 주식회사 노심보호연산기 계통의 가변 과출력 정지 제어 방법

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