KR100821976B1 - An On-line Core Protection System using 4 Channel CEA Position Signals and the method thereof - Google Patents
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Abstract
본 발명은 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템 및 그 방법에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 독립적인 4개의 제어봉 위치신호를 검출 할 수 있는 시스템을 이용하여 안정적이고 신뢰성 있는 노심보호를 할 수 있는 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템 및 그 방법에 관한 것이다.The present invention relates to an on-line core protection system and method using a four-channel control rod assembly position signal, and more particularly, to provide stable and reliable core protection using a system capable of detecting four independent control rod position signals. The present invention relates to an online core protection system and a method using a 4-channel control rod assembly position signal.
본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템은, 개별 제어봉집합체 당 4개의 채널로 나누어, 각각 독립적으로 제어봉 위치를 검출하는 4 개의 제어봉위치 검출기와, 상기 4 개의 제어봉위치 검출기로부터의 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 각 채널별 계통입력신호를 전달 받아 디지털 신호로 변환하는 입력신호변환장치와, 상기 입력신호변환장치로부터 입력되는 상기 디지털 신호에 근거하여 핵비등이탈률 및 선출력밀도 인자를 포함한 노심운전정보의 실시간 계산 결과값을 산출하는 제어장치와, 상기 제어장치로부터 산출된 상기 계산 결과값을 전달받아 실시간으로 디스플레이하는 디스플레이 장치를 포함하는 것을 특징으로 한다.The online core protection system using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention is divided into four channels per individual control rod assembly, and each of the four control rod position detectors for detecting the control rod position independently from the four control rod position detectors. An input signal conversion device for receiving a system input signal for each channel including a control rod assembly position input signal and converting the system input signal into a digital signal; and calculating a nuclear boiling deviation rate and a linear power density factor based on the digital signal input from the input signal conversion device. And a display device for receiving the calculation result value calculated from the control device and displaying the calculation result value in real time.
원자로, 노심보호계통(시스템), 제어봉집합체, 제어봉위치 검출기, 핵비등이 탈률, 선출력밀도 Reactor, core protection system (system), control rod assembly, control rod position detector, nuclear boiling rate
Description
도1은 종래의 노심보호 시스템의 개략적인 구성을 보여주는 블록도.1 is a block diagram showing a schematic configuration of a conventional core protection system.
도2는 본 발명에 따른 개별 제어봉집합체 당 4개의 제어봉 위치 검출기를 설치한 제어봉 집합체의 개략적인 구성을 보여주는 도면.Figure 2 shows a schematic configuration of a control rod assembly provided with four control rod position detectors per individual control rod assembly according to the present invention.
도3은 본 발명에 따른 개별 제어봉집합체 당 4개의 제어봉 위치 검출기를 이용한 노심보호 시스템의 개략적인 구성을 보여주는 블록도.3 is a block diagram showing a schematic configuration of a core protection system using four control rod position detectors per individual control rod assembly according to the present invention;
도4는 도3에 도시된 제어 장치의 개략적인 구성을 보여주는 블럭도.4 is a block diagram showing a schematic configuration of the control device shown in FIG.
도5는 도 4에 도시된 중앙연산처리장치의 각 채널별 노심보호 알고리즘에 대한 모듈별 연계도.5 is a module-specific link diagram for the core protection algorithm for each channel of the central processing unit shown in FIG.
도6은 본 발명에 따른 개별 제어봉집합체 당 4개의 제어봉 위치 검출기를 이용한 노심보호 방법의 개략적인 흐름을 보여주는 흐름도.6 is a flow chart showing a schematic flow of a core protection method using four control rod position detectors per individual control rod assembly according to the present invention.
<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명><Explanation of symbols for the main parts of the drawings>
10 : 제어봉집합체(CEA) 20 : 제어봉위치 검출기-A(RSPT-A)10: control rod assembly (CEA) 20: control rod position detector-A (RSPT-A)
30 : 제어봉위치 검출기-B(RSPT-B) 40 : 제어봉위치 검출기-C(RSPT-C)30: control rod position detector-B (RSPT-B) 40: control rod position detector-C (RSPT-C)
50 : 제어봉위치 검출기-D(RSPT-D) 50: control rod position detector-D (RSPT-D)
100, 200, 300, 400 : 제어봉집합체 위치입력신호100, 200, 300, 400: control rod assembly position input signal
110, 210, 310, 410 : 기타 계통입력신호 110, 210, 310, 410: other grid input signals
120, 220, 320, 420 : 입력신호 변환장치120, 220, 320, 420: input signal converter
130, 230, 330, 430 : 제어장치 130-1 : 중앙연산처리장치130, 230, 330, 430: control device 130-1: central processing unit
130-2 : 입출력장치 131 : 냉각재유량계산모듈130-2: I / O device 131: coolant flow calculation module
132 : 제어봉위치계산모듈 133 : 운전변수계산모듈132: control rod position calculation module 133: operation variable calculation module
134 : 출력분포합성모듈 135 : 임계열속계산모듈134: output distribution synthesis module 135: critical heat flux calculation module
136 : 트립모듈 136: trip module
140, 240, 340, 440 : 디스플레이 장치140, 240, 340, 440: display device
본 발명은 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템 및 그 방법에 관한 것이다. 보다 상세하게는, 제어봉집합체 위치신호를 발생시키는 제어봉위치 검출기를 개별 제어봉집합체 당 4 개씩 구비함으로써 독립적인 4개의 제어봉 위치신호(RSPT-A, RSPT-B, RSPT-C, RSPT-D)를 검출하여 4개의 채널에 대해 각각 독립적으로 신호 처리를 함으로써, 안정적이고 신뢰성이 있으며 보다 단순하게 노심보호를 할 수 있는 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템 및 그 방법에 관한 것이다.The present invention relates to an online core protection system and method using a four-channel control rod assembly position signal. More specifically, four independent control rod position signals (RSPT-A, RSPT-B, RSPT-C, RSPT-D) are detected by providing four control rod position detectors for generating the control rod assembly position signals for each control rod assembly. Therefore, the present invention relates to an online core protection system and a method using a four-channel control rod assembly position signal capable of stable, reliable, and simple core protection by independently processing four channels.
일반적으로 원자로는 우라늄핵연료의 핵분열 반응을 이용하여 열을 발생시키 는 장치로 고온의 핵연료 온도를 낮추기 위해서 사용하는 냉각수의 종류에 따라 경수로(Light Water Reactor)와 중수로(Heavy Water Reactor)로 구분된다. 상기 경수로는 핵연료봉 및 증기발생기에서의 열전달을 극대화시키고 냉각수의 비등을 방지하기 위해 고온-고압상태를 유지한다. 그리고, 상기 경수로의 핵연료봉과 냉각수 사이의 열전달 방법은 대류열전달(Convective Heat Transfer) 또는 핵비등열전달(Nucleate Boiling Heat Transfer) 방법이 사용되고 있다.In general, nuclear reactors generate heat using nuclear fission reactions of uranium fuel. The reactor is divided into light water reactor and heavy water reactor according to the type of cooling water used to lower the temperature of high temperature fuel. The water reactor maintains a high temperature-high pressure state to maximize heat transfer in the fuel rods and steam generators and to prevent boiling of the cooling water. In addition, the heat transfer method between the nuclear fuel rods and the cooling water of the water reactor is used a convective heat transfer or a nuclear boiling heat transfer method.
가열면과 유체 사이의 열전달 특성에 의하면 상기 열전달이 핵비등열전달 영역을 벗어나는 경우 열전달 효율이 급격히 나빠져서 상기 경수로 가열면의 국부온도는 크게 증가하게 된다. 즉, 핵연료봉과 냉각수사이의 열전달이 잘 이루어지지 않는 경우 핵연료 용융이나 연료봉이 국부적으로 손상되는 사고가 발생될 우려가 있다. According to the heat transfer characteristics between the heating surface and the fluid, when the heat transfer is outside the nuclear boiling heat transfer region, the heat transfer efficiency is rapidly deteriorated, so that the local temperature of the hard water reactor heating surface is greatly increased. In other words, if the heat transfer between the fuel rod and the coolant is not good, there is a risk that the fuel melting or the fuel rod may be locally damaged.
따라서, 원자로 감시 장치는 핵연료 설계시 핵연료의 용융이나 연료봉 손상에 의한 피해를 허용한도 이내로 유지하기 위해 핵연료봉의 최대 선출력밀도(LPD : Local Power Density)와 핵비등이탈(DNB : Departure from Nucleate Boiling)에 대한 제한치를 설정하여 감시하여야 한다. 선출력밀도 제한치는 핵연료 용융을 초래하는 연료봉의 선출력밀도의 제한치로 정의되며 핵비등이탈 제한치는 핵비등이탈 현상이 발생하는 연료봉의 핵비등이탈 열유속 또는 임계열유속(Critical Heat Flux)의 제한치로 정의된다. 여기서, 상기 임계열유속은 주어진 국부노심조건을 이용하여 실험식에 의해 계산되며, 실제 측정 열유속에 대한 비율을 핵비등이탈률(DNBR : DNB Ratio)로 정의한다. Therefore, the reactor monitoring device is designed to keep fuel rod maximum local power density (LPD) and Departure from Nucleate Boiling (DNB) in the design of fuel in order to maintain the damage caused by fuel melting or fuel rod damage. The limit value for the monitoring should be set and monitored. The linear power density limit is defined as the limit of the linear power density of the fuel rod resulting in fuel melting. The nuclear boiling deviation limit is defined as the limit of the nuclear boiling heat flux or the critical heat flux of the fuel rod where the nuclear boiling deviation occurs. do. Here, the critical heat flux is calculated by an empirical formula using a given local core condition, and the ratio of the actual measured heat flux is defined as a nuclear boiling deviation rate (DNBR).
영광 3,4호기의 시운전시험과 정상운전 중 발생한 다수의 노심보호연산기 채널트립 또는 원자로 정지원인은 제어봉위치 검출기와 제어봉연산기 간의 송/수신 불량으로 인한 것으로 나타났다. 그 이유는 2대의 제어봉연산기(CEAC1, CEAC2) 중에 1대의 제어봉연산기에서 부품고장으로 인한 거짓신호가 발생하는 경우에 노심보호연산기(CPC;Core Protection Calculator) 채널트립 또는 더 나아가서 CPC에 의한 원자로정지를 발생시키기 때문이다. 이와 같이 기존의 노심보호계통(CPCS)은 4대의 노심보호연산기와 2대의 제어봉연산기가 하드웨어적으로 연결되어 있어서 1대의 제어봉연산기 고장은 4대의 노심보호연산기에 영향을 주어 불필요한 원자로 정지를 발생시키는 단점을 가지고 있다. The trial run of Yeonggwang No. 3 and 4 and the cause of channel trip or reactor shut down of many core protection operators during normal operation were caused by the failure of transmission and reception between control rod position detector and control rod operation. The reason is that if one of the two control rod operators (CEAC1, CEAC2) generates a false signal due to component failure, the core protection calculator (CPC) channel trip or, furthermore, the reactor shutdown by the CPC. Because it is generated. As described above, the existing core protection system (CPCS) has four core protection operators and two control rod operators connected to each other in hardware. Therefore, a failure of one control rod affects four core protection operators and causes unnecessary reactor shutdown. Have
한편, 한국공개특허 제2004-0099884호에서는 상기와 같은 종래의 제어봉위치 검출기의 문제점을 해결하기 위하여 실시간 열적보호기(ITOP;Integrated Thermal On-line)(1), 유지보수시험대(MTP;Maintenance and Test Panel)(2), 운전원모듈(OM;Operator Module)(3), 및 제어봉위치표시장치(CEAPD;CEA Position Display)(4)로 구성된 2 개의 제어봉위치 검출기(RSPT; Reed Switch Position Transmitter) 신호를 소프트웨어적으로 연결하여 사용하는 4 채널의 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템을 보여주고 있다(도1 참조). 상기 실시간 열적보호기(1)는 노심보호연산기(CPC)와 제어봉연산기(CEAC;Control Element Assembly Calculator)의 기능을 하나로 통합하여 상기 핵비등이탈률(DNBR)과 선출력밀도(LPD) 등의 주요 노심운전 인자들을 실시간으로 계산하는 중앙처리장치(CPU), 노심유량과 노심출력 보정 및 노심 핵비등이탈률 운전제한치 감시 등 운전원 연계기능을 위한 계산을 수행하는 보조연산장치모듈, 계측기 입력신호를 처리하고 주요 실시간 계산결과를 유지보수시험대(2)와 운전원모듈(3) 및 발전소 경보시스템으로 전송하는 공통 및 입출력모듈로 구성된다. On the other hand, Korean Patent Publication No. 2004-0099884 discloses a real-time thermal protector (ITOP; Integrated Thermal On-line) (1), Maintenance Test Bench (MTP) in order to solve the problems of the conventional control rod position detector as described above. Two Reed Switch Position Transmitter (RSPT) signals consisting of a panel (2), an operator module (OM), and a control rod position display (CEAPD) (4). A four-channel integrated real-time reactor thermal protection system is shown in software connection (see Figure 1). The real-time
그리고, 상기 유지보수시험대(2) 및 운전원모듈(3)은 상기 통합형 실시간 열적보호기(1)의 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 정보를 인트라 채널네트워크를 통해 전달 받아 운전원으로 하여금 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있는 장치이다. 또한, 상기 제어봉위치 표시장치는 상기 유지보수시험대(2)로부터 전달 받은 제어봉위치 정보를 제어봉의 노내 삽입 상태를 나타내는 그림 정보로 운전원에게 표시하는 장치이다.The maintenance test bench 2 and the operator module 3 receive the core operation information calculated in real time in each channel of the integrated real-time
그러나, 이러한 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템은 제어봉집합체(CEA) 입출력 모듈과 같은 별도의 장치가 필요하고 신호의 전송 체계가 복잡하여 기기 오류 발생 가능성이 높다는 단점을 가진다. 그리고, 4 개의 채널에서 2개의 제어봉위치 검출기 신호를 선택논리에 의하여 공통으로 사용함으로써, 하나의 제어봉집합체 위치신호 오류가 4개의 채널에 모두 영향을 끼칠 수 있어, 신호체계의 완전한 독립성 결여로 인한 불필요한 원자로 정지의 가능성을 여전히 내재하고 있다. 또한, 축방향출력분포 합성에 사용되는 제어봉 위치 정보에 대하여 목표제어봉 개념을 사용함으로써 도1의 CEA 세트 1(RSPT-1), CEA 세트 2(RSPT-2)와는 별도로 목표 CEA 세트 A(RSPT1), 목표 CEA 세트 D(RSPT2)와 같이 해당 사분면에 속한 제어봉 위치신호 의 추가적인 전송을 필요로 함으로써 제어봉 위치신호 전송 오류의 가능성이 높다.However, such an integrated real-time reactor thermal protection system requires a separate device such as a control rod assembly (CEA) input / output module and has a disadvantage in that a device error is likely due to a complicated signal transmission system. In addition, by using two control rod position detector signals in four channels in common by selection logic, one control rod assembly position signal error can affect all four channels, which is unnecessary due to lack of complete system independence. The possibility of a reactor shutdown still exists. In addition, the target CEA set A (RSPT1) is separated from the CEA set 1 (RSPT-1) and CEA set 2 (RSPT-2) of FIG. However, the need for additional transmission of control rod position signals belonging to the quadrant, such as target CEA set D (RSPT2), increases the likelihood of control rod position signal transmission errors.
따라서, 신뢰성 및 안정성이 있고, 단순한 구조를 가진 원자로 차단 시스템이 필요하게 되었다. Therefore, there is a need for a reactor blocking system that is reliable and stable and has a simple structure.
본 발명의 목적은 개별 제어봉 집합체 당 4 개의 제어봉위치 검출기를 구비함으로써 독립적인 제어봉 위치신호를 4 개의 채널에서 각각 사용할 수 있는 시스템을 이용하여 각각의 채널이 상호 영향을 받지 않고 신호 처리를 함으로서, 안정적이고 신뢰성이 있으며 보다 단순하게 노심보호를 할 수 있는 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템 및 그 방법을 제공하는 데 있다.An object of the present invention is to provide a stable control system by providing four control rod position detectors for each individual control rod assembly, by using a system that can use independent control rod position signals in four channels. The present invention provides an online core protection system and method using a four-channel control rod assembly position signal capable of more reliable and reliable core protection.
상기한 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템은, 개별 제어봉집합체 당 4개의 채널로 나누어, 각각 독립적으로 제어봉 위치를 검출하는 4 개의 제어봉위치 검출기와; 상기 4 개의 제어봉위치 검출기로부터의 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 각 채널별 계통입력신호를 전달 받아 디지털 신호로 변환하는 입력신호변환장치와; 상기 입력신호변환장치로부터 입력되는 상기 디지털 신호에 근거하여 핵비등이탈률 및 선출력밀도 인자를 포함한 노심운전정보의 실시간 계산 결과값을 산출하는 제어장치와; 상기 제어장치로부터 산출된 상기 계산 결과값을 전달받아 실시간으로 디스플레이하는 디스플레이 장치;를 포함하는 것을 특징으로 한다.In order to achieve the above object, the online core protection system using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention comprises: four control rod position detectors each divided into four channels per individual control rod assembly and independently detecting the control rod position; An input signal conversion device for receiving a system input signal for each channel including the control rod assembly position input signals from the four control rod position detectors and converting the system input signals into digital signals; A control device for calculating a real-time calculation result value of core operation information including a nuclear boiling deviation rate and a line power density factor based on the digital signal input from the input signal conversion device; And a display device receiving the calculation result value calculated by the control device and displaying the calculated result in real time.
상기한 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 제어 장치는, 개별 제어봉집합체 당 4개의 채널로 나누어 입력되는 신호에 근거하여 상기 노심운전 정보를 실시간으로 계산하는 중앙연산처리장치와; 상기 입력신호 및 노심운전정보 계산 결과값을 입출력하는 입출력장치;를 포함하는 것을 특징으로 한다.In order to achieve the above object, the control device of the present invention includes a central processing unit for calculating the core operation information in real time based on a signal input divided into four channels per individual control rod assembly; And an input / output device for inputting and outputting the input signal and the core operation information calculation result value.
상기한 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 방법은, 4개의 채널에서 독립적인 제어봉집합체의 위치 신호 사용이 가능하도록 개별 제어봉집합체 당 4 개의 제어봉위치 검출기를 이용하여 제어봉 위치를 검출하는 단계와; 상기 4 개의 제어봉위치 검출기로부터 각각 검출된 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 각 채널별 계통입력신호를 생성하는 단계와; 상기 생성된 계통입력신호를 디지털 신호로 변환하는 단계와; 입력되는 상기 변환된 디지털 신호에 근거하여 노심의 핵비등이탈률 및 선출력밀도 인자를 포함한 노심운전정보의 실시간 계산 결과값을 산출하는 단계와; 상기 산출된 계산 결과값을 전달받아 실시간으로 디스플레이하는 단계와; 상기 계산 결과값이 정상 운전 범위를 위반한 경우 원자로 정지신호를 발생시키는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 한다.In order to achieve the above object, the online core protection method using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention uses four control rod position detectors per individual control rod assembly to enable the use of position signals of independent control rod assemblies in four channels. Detecting the position of the control rod; Generating a system input signal for each channel including the control rod assembly position input signals respectively detected from the four control rod position detectors; Converting the generated system input signal into a digital signal; Calculating a real-time calculation result value of core operation information including a nuclear boiling deviation rate and a line power density factor of the core based on the converted digital signal; Receiving the calculated calculation result and displaying in real time; And generating a reactor stop signal when the calculated result is in violation of the normal operating range.
현재 노심보호 시스템은 제어봉의 위치를 감지하여 안전계통에 위치신호를 보내는 역할을 담당하는 높은 정밀도와 신뢰도를 가지는 제어봉 위치지시기를 사용하고 있으며, 본 발명의 출원인은 한국등록특허 제0600977호로 제어봉위치 검출기의 구조에 대해 등록을 받은 바 있다.At present, the core protection system uses a control rod position indicator having a high precision and reliability that detects the position of the control rod and sends a position signal to the safety system. The applicant of the present invention discloses a control rod position detector according to Korean Patent No. 0600977. We have been registered for the structure.
이하 도면을 참조하여 상기 제어봉위치 검출기를 적재시킨 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템에 대하여 상세히 설명한 다.Hereinafter, an online core protection system using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention having the control rod position detector will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
도2는 본 발명에 따른 4 채널 제어봉위치 검출기를 설치한 제어봉 집합체의 개략적인 구성을 보여주는 도면이다.2 is a view showing a schematic configuration of a control rod assembly provided with a four-channel control rod position detector according to the present invention.
상기 도면에서 보는 바와 같이, 개별 제어봉집합체(10)는 개별적으로 4개의 제어봉위치 검출기(RSPT-A, RSPT-B, RSPT-C, RSPT-D)(20,30,40,50)를 구비함으로써 채널 별로 독립적인 제어봉 위치신호를 검출하게 되며 이들 신호 각각은 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템의 4개의 채널로 입력된다.As shown in the figure, the individual
도3은 본 발명에 따른 4 채널 제어봉위치 검출기를 이용한 노심보호 시스템의 개략적인 구성을 보여주는 블록도이다.3 is a block diagram showing a schematic configuration of a core protection system using a four-channel control rod position detector according to the present invention.
상기 도면에서 보는 바와 같이, 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템은 입력신호 변환장치(120), 제어장치(130), 디스플레이 장치(140)를 포함하여 구성된다. As shown in the figure, the online core protection system using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention comprises an
이하, 본 발명의 4 채널 중 단일 채널(예를 들어 채널 A)에서의 구조 및 신호 처리 방법 만을 설명하며, 나머지 채널 들(채널 B, 채널 C, 및 채널 D)은 상기 단일 채널과 동일한 구조 및 신호 처리 방법을 사용하므로 인하여 중복되는 설명은 생략한다.Hereinafter, only a structure and a signal processing method of a single channel (for example, channel A) of the four channels of the present invention will be described, and the remaining channels (channels B, C, and D) have the same structure as that of the single channel; Since the signal processing method is used, the redundant description is omitted.
상기 입력신호 변환장치(120)는 각 제어봉집합체(10) 당 4 개의 제어봉위치 검출기(20,30,40,50)로부터의 계측된 제어봉집합체의 위치 신호 중에서 해당 채널에 속한 위치 신호 및 기타 해당 채널별 계통입력신호를 전달 받아 디지털 신호로 변환하는 장치이다. 상기 입력신호 변환장치(120)는 아날로그 신호인 상기 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 계통입력신호(100,110)를 전달 받아 디지털 신호로 변환한다. 상기 제어봉집합체 위치입력신호는 각 제어봉집합체(10) 당 4 개의 제어봉위치 검출기(20,30,40,50)에서 각 채널(채널 A, 채널 B, 채널 C, 채널 D)에 전달되는 위치 신호이다. 다시 말하면, 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템의 채널 A의 경우 각 제어봉집합체(10) 당 채널 A에 해당하는 제어봉위치 검출기(20,30,40,50)의 위치입력신호(100)는 독립적으로 채널 A의 입력신호변환장치(120)에만 전달된다. 상기 계통입력신호는 제어봉집합체 위치입력신호, 냉각재유량, 노심입구온도, 노심출구온도, 계통압력, 및 노외핵계측기 신호를 포함한다.The input
또한, 상기 입력신호 변환장치(120)는 상기 디지털 신호에 대한 타당성 검사를 수행한다. 상기 타당성 검사는 미리 설정된 일정한 기준 내에 상기 디지털 신호가 포함되는지를 판별하는 검사이다. 즉, 상기 입력신호 변환장치(120)는 중앙연산처리장치(130-1)의 메모리(미도시)에 저장된 각 노심보호 시스템에 따른 기준 신호가 저장된 데이터베이스에 따라 상기 변환된 디지털 신호의 변환 오류를 점검한다. 그리고, 본 발명의 4 채널 제어봉집합체를 이용한 노심보호 시스템은 상기 개별 제어봉집합체(10) 당 4개의 제어봉 위치 검출기 의 아날로그 신호(20,30,40,50)를 즉시 디지털 신호로 변환하는 방법을 사용함으로써 기존의 중앙연산처리장치 내에서 신호를 변환하는 노심보호 시스템 보다 신호 전송 체계가 간단하고 기기적인 오류 발생 가능성이 적은 시스템이다.In addition, the
상기 제어장치(130)는 상기 입력신호 변환장치(120)로부터 입력되는 상기 디지털 신호에 근거하여 핵비등이탈률 및 선출력밀도 인자를 포함한 노심운전정보의 실시간 계산 결과값을 산출한다. 다시 말하면, 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 시스템의 채널 A의 경우 각 제어봉집합체(10) 당 채널 A에 해당하는 제어봉위치 검출기(20)의 입력신호 변환장치(120)의 디지털 신호는 독립적으로 채널 A의 제어장치(130)에만 전달된다.The
상기 디스플레이 장치(140)는 상기 제어장치(130)로부터 전달 받은 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있고, 시각적으로 감지할 수 있도록 처리하는 장치이다.The
구체적으로 설명하자면, 채널 A인 경우 여기에 속한 개별 제어봉집합체 위치 신호(RSPT-A)(20)를 포함한 아날로그 타입의 계통입력신호는 입력신호 변환장치(120)로 전달되어 디지털 신호로 변환된다. 그리고, 상기 제어장치(130)는 상기 변환된 디지털 신호를 전달받아 핵비등이탈률과 선출력밀도를 계산한다. 상기 계산값은 디스플레이 장치로 전달되어 디스플레이가 된다. 도4는 도3에 도시된 제어 장치의 개략적인 구성을 보여주는 블록도이다.Specifically, in the case of channel A, an analog type grid input signal including an individual control rod assembly position signal (RSPT-A) 20 belonging thereto is transmitted to the
상기 도면에서 보는 바와 같이, 상기 제어 장치(130)는 중앙연산처리장치(130-1)와 입출력장치(130-2)로 구성된다.As shown in the figure, the
상기 중앙연산처리장치(130-1)는 입력되는 신호에 근거하여 상기 노심운전 정보를 실시간으로 계산하는 장치이다. 즉, 상기 중앙연산처리장치(130-1)는 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 계통입력신호(100,110)를 이용하여 핵비등이탈률 과 선출력밀도 등의 주요 노심운전 인자들을 실시간으로 계산한다. The central processing unit (130-1) is a device for calculating the core operation information in real time based on the input signal. That is, the central processing unit 130-1 calculates in real time the main core operation factors such as the nuclear boiling deviation rate and the line power density using the system input signals 100 and 110 including the control rod assembly position input signal.
따라서, 상기 중앙연산처리장치(130-1)는 상기 디지털 신호를 다른 신호 변환 장치를 통하지 않고 직접 전송 받음으로써 노심보호 시스템의 신호 전송 체계를 단순화 시킨다. 그리고, 상기 입출력장치(130-2)는 상기 변환된 디지털 신호를 입력 받아, 상기 중앙연산처리장치(130-1)에 전달한다. 그리고, 상기 중앙연산처리장치(130-1)에서 노심운전정보 계산 결과값을 전달받아 실시간으로 출력하는 장치이다. 따라서, 각 채널에서 실시간으로 계산된 노심운전 정보는 인트라 채널 네트워크(Intra-Channel Network)를 통해 전달 되어 운전원으로 하여금 노심운전 정보를 실시간으로 관측할 수 있게 한다.Therefore, the central processing unit 130-1 simplifies the signal transmission system of the core protection system by directly receiving the digital signal without passing through another signal conversion device. The input / output device 130-2 receives the converted digital signal and transfers the converted digital signal to the central processing unit 130-1. The central operation processor 130-1 receives the core operation information calculation result and outputs the result in real time. Therefore, the core driving information calculated in real time in each channel is transmitted through the intra-channel network, so that the operator can observe the core driving information in real time.
도5는 도 4에 도시된 중앙연산처리장치의 각 채널별 노심보호 알고리즘에 대한 모듈별 연계도이다.FIG. 5 is a module-specific connection diagram for the core protection algorithm for each channel of the central processing unit shown in FIG. 4.
상기 도면에서 보는 바와 같이, 상기 중앙연산처리장치(130-1)는 냉각재유량계산모듈(COOLANT MODULE)(131), 제어봉위치계산모듈(CRPOS MODULE)(132), 운전변수계산모듈(CHECK MODULE)(133), 출력분포합성모듈(POWER MODULE)(134), 임계열속계산모듈(THERM MODULE)(135), 및 트립모듈(TRIP MODULE)(136)로 구성된다.As shown in the figure, the central processing unit (130-1) is a coolant flow calculation module (COOLANT MODULE) 131, control rod position calculation module (CRPOS MODULE) 132, operation variable calculation module (CHECK MODULE) 133, an output distribution synthesis module (POWER MODULE) 134, a threshold heat flux calculation module (THERM MODULE) 135, and a trip module (TRIP MODULE) 136.
상기 냉각재유량계산모듈(131)은 계측된 냉각재 펌프의 회전속도(또는 주파수, 전류)를 이용해 노심유량을 계산하여 출력분포합성모듈(134)과 임계열속계산모듈(135)로 전송하고 운전변수계산모듈(133)로부터 최소 핵비등이탈률 값을 입력받아 노심유량 변화에 따른 보정계산을 수행하여 트립모듈(136)로 수정된 최소 핵비등이탈률 값을 전송한다.The coolant flow
제어봉위치계산모듈(132)은 개별 제어봉집합체의 위치(CEA Position) 신호를 처리하여 위치편차에 따른 핵비등이탈률과 선출력밀도 페널티계수를 계산하여 운전변수계산모듈(133)로 전달하고 제어봉위치 정보를 원자로 출력분포합성모듈(134)로 전달한다. 즉, 상기 제어봉위치계산모듈(132)은 위치 검출기(20,30,40,50)로부터 계측된 제어봉집합체의 위치 신호 중에서 해당 채널에 속한 신호를 이용, 페널티계수와 제어봉집합체의 위치정보(삽입 또는 인출 정도)를 계산하며 이를 운전변수계산모듈(133)과 출력분포합성모듈(134)로 각각 전달한다.The control rod
운전변수계산모듈(133)은 다양한 계측기 입력신호와 노심 출력분포 관련 정보를 이용하여 노심출력을 계산하고 수시로 변하는 원자로의 운전조건을 반영하여 핵비등이탈률과 선출력밀도를 실시간으로 계산하여 냉각재유량계산모듈(131)과 트립모듈(136)로 전송한다.The operating
출력분포합성모듈(134)은 냉각재유량계산모듈(131)에서 계산된 노심유량, 제어봉위치계산모듈(132)에서 계산된 제어봉집합체 위치정보, 및 운전변수계산모듈(133)에서 전달된 노외핵계측기 신호를 이용하여 노심의 축방향출력분포를 실시간으로 합성하고 이를 임계열속계산모듈(135)과 운전변수계산모듈(133)로 전달하여 핵비등이탈률과 선출력밀도 계산을 수행하도록 한다.The output
따라서, 상기 출력분포합성모듈(134)은 해당 채널의 제어봉위치계산모듈(132)에서 계산된 제어봉집합체의 위치 값을 사용하므로 종래의 기술과 같이 목표 제어봉 값 계산을 위한 별도의 제어봉 위치신호를 필요치 않는다.Therefore, since the output
임계열속계산모듈(135)은 냉각재유량계산모듈(131)에서 계산된 노심유량과 출력분포합성모듈(134)에서 합성된 축방향출력분포를 이용하여 상세 핵비등이탈률의 계산을 수행하고 이 값을 운전변수계산모듈(133)로 전송한다.The critical heat
트립모듈(136)은 냉각재유량계산모듈(131)과 운전변수계산모듈로부터 전송받은 핵비등이탈률과 선출력밀도 값과 기 설정된 안전 제한치와 비교를 통하여 원자로 정지신호 및 보조 정지신호의 발생여부를 결정한다.The
한편, 도6에서 보는 바와 같이 본 발명의 4채널 제어봉집합체 위치신호를 이용한 온라인 노심보호 방법은 개별 제어봉집합체 당 4개의 채널로 나누어, 각각 독립적으로 제어봉 위치를 검출하는 4 개의 제어봉위치 검출기를 이용하여 제어봉 위치를 검출하는 단계와, 상기 4 개의 제어봉위치 검출기로부터 각각 검출된 제어봉집합체 위치입력신호를 포함한 각 채널별 계통입력신호를 생성하는 단계와, 상기 생성된 계통입력신호를 디지털 신호로 변환하는 단계와, 입력되는 상기 변환된 디지털 신호에 근거하여 노심의 핵비등이탈률 및 선출력밀도 인자를 포함한 노심운전정보의 실시간 계산 결과값을 산출하는 단계와, 상기 산출된 계산 결과값을 전달받아 실시간으로 디스플레이하는 단계와, 상기 계산 결과값이 정상 운전 범위를 위반한 경우 원자로 정지신호를 발생시키는 단계로 나뉠 수 있다.On the other hand, as shown in Figure 6 on-line core protection method using the four-channel control rod assembly position signal of the present invention divided into four channels per individual control rod assembly, each using four control rod position detector to detect the control rod position independently Detecting a control rod position, generating a system input signal for each channel including control rod assembly position input signals respectively detected from the four control rod position detectors, and converting the generated system input signal into a digital signal; And calculating a real-time calculation result of core operation information including a nuclear boiling deviation rate and a line power density factor of the core based on the converted digital signal, and receiving the calculated calculation result value in real time. And if the calculation result violates the normal operating range, It can be divided into generating the ground signal.
여기에서, 상기 계통입력신호에는 개별 제어봉집합체 위치입력신호, 냉각재유량, 노심입구온도, 노심출구온도, 계통압력, 및 노외핵계측기 신호가 포함되어 디지털 신호로 변환 되는 단계가 더 추가될 수 있다. 그리고, 계통입력신호를 디지털 신호로 변환하는 단계 이후에, 상기 디지털 신호가 미리 설정된 일정한 기준 내 에 포함되는지를 검사하여 타당한 신호 만을 전달하는 타당성 검사 단계가 더 추가될 수 있다.The system input signal may further include a step of converting an individual control rod assembly position input signal, a coolant flow rate, a core inlet temperature, a core outlet temperature, a system pressure, and an external nuclear instrument signal into a digital signal. In addition, after the step of converting the system input signal into a digital signal, a validity check step of transmitting only a valid signal by checking whether the digital signal is included within a predetermined predetermined criterion may be further added.
이와 같이, 본 발명의 상세한 설명에서는 구체적인 실시예에 관해 설명하였으나, 본 발명의 범주에서 벗어나지 않는 한도 내에서 여러 가지 변형이 가능함은 물론이다. 그러므로, 본 발명의 범위는 설명된 실시예에 국한되어 정해져서는 안되며, 후술하는 특허청구범위뿐만 아니라 이 청구범위와 균등한 것들에 의해 정해져야 한다.As described above, in the detailed description of the present invention, specific embodiments have been described, but various modifications are possible without departing from the scope of the present invention. Therefore, the scope of the present invention should not be limited to the described embodiments, but should be defined by the claims below and equivalents thereof.
이상과 같이 구성된 본 발명의 4채널 제어봉집합체를 이용한 노심보호 시스템은, 개별 제어봉 집합체 당 4개의 제어봉위치 검출기를 구비함으로써 독립적인 4개의 제어봉 위치신호를 검출하여 안정적으로 원자로의 노심을 보호할 수 있다.Core protection system using the four-channel control rod assembly of the present invention configured as described above, by having four control rod position detectors for each control rod assembly can detect the four independent control rod position signals to protect the core of the reactor stably. .
그리고, 입력신호변환장치가 단일 채널의 제어봉위치 검출기의 신호를 디지털로 변환하고, 여기에 타당성 검사까지 수행할 수 있어 신호 처리가 단순해 진다.In addition, the input signal converting device converts the signal of the control rod position detector of the single channel into a digital signal and performs a validity check on it, thereby simplifying signal processing.
이상에서 본 발명은 기재된 구체예에 대해서만 상세히 설명 되었지만 본 발명의 기술사상 범위 내에서 다양한 변형 및 수정이 가능함은 당업자에게 있어서 명백한 것이며, 이러한 변형 및 수정이 첨부된 특허청구범위에 속함은 당연한 것이다.Although the present invention has been described in detail only with respect to the described embodiments, it will be apparent to those skilled in the art that various modifications and variations are possible within the technical scope of the present invention, and such modifications and modifications belong to the appended claims.
Claims (7)
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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WO2013176337A1 (en) * | 2012-05-25 | 2013-11-28 | 한국수력원자력 주식회사 | Four-channel control rod position transmitter accommodated in top shroud of control rod driving device |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR100973213B1 (en) * | 2010-05-10 | 2010-07-30 | (주) 코아네트 | Core protection calculator system in nuclear power plant, apparatus and method of processing signal of control rod in the core protection calculator system |
KR102148777B1 (en) * | 2019-11-13 | 2020-08-27 | 한전원자력연료 주식회사 | Statistical overpower penalty calculation system for generic thermal margin analysis model |
CN114188051B (en) * | 2021-12-03 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | Method and device for monitoring position of safety bar |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2003121577A (en) | 2001-10-10 | 2003-04-23 | Toshiba Corp | Control rod pull-out monitor |
KR20030039196A (en) * | 2001-11-12 | 2003-05-17 | 한국수력원자력 주식회사 | Core Protection Calculator included CEAC Algorithm |
KR20060076466A (en) * | 2004-12-29 | 2006-07-04 | 두산중공업 주식회사 | Core protection calculator system |
-
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Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2003121577A (en) | 2001-10-10 | 2003-04-23 | Toshiba Corp | Control rod pull-out monitor |
KR20030039196A (en) * | 2001-11-12 | 2003-05-17 | 한국수력원자력 주식회사 | Core Protection Calculator included CEAC Algorithm |
KR20060076466A (en) * | 2004-12-29 | 2006-07-04 | 두산중공업 주식회사 | Core protection calculator system |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2013176337A1 (en) * | 2012-05-25 | 2013-11-28 | 한국수력원자력 주식회사 | Four-channel control rod position transmitter accommodated in top shroud of control rod driving device |
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