KR100960787B1 - 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법 - Google Patents

원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법 Download PDF

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Abstract

이 발명은, 핵종 분석이 불가능한 총베타 방사선 감시기를 사용하는 것이 아니라, 특정 핵종인 Ar-41만을 감지해낼 수 있는 감마선 방사선 측정기를 사용함으로써 핵분열성 생성물에 의한 영향이 없이 누설을 감지할 수 있도록 하여 누설 감시에 대한 감도를 높일 수 있으며, 소규모 누설감지에도 적용할 수가 있는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법에 관한 것으로서,
배기개스 계통 배관에 설치되어 있으며 Ar-41의 방출 감마선 에너지만을 측정하도록 설치되어 있는 감마 방사선 측정기와, 상기한 감마 방사선 측정기에 의해 측정된 Ar-41의 감마선 신호를 증폭하기 위한 프리앰플리파이어와, 상기한 프리앰플리파이어에 의해 증폭된 Ar-41의 감마선 신호를 방사능 수치로 변환하기 위한 레이트미터와, 상기한 레이트미터로부터 입력되는 방사능 신호를 이용하여 방사능의 누설율을 산출하여 표시하기 위한 컴퓨터와, 배기개스 계통 배관에 설치되어 배기개스 계통 배관내의 유체의 양을 측정하기 위한 유량계를 포함하여 이루어진다.
감마선, 방사선, 플리앰플리파이어, 레이트미터, 컴퓨터, 유량계

Description

원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법{Device for monitoring leakage of steam generator for atomic power plant and method thereof}
이 발명은 원자력 발전 분야에 관한 것으로서, 좀더 세부적으로 말하자면 핵종 분석이 불가능한 총베타 방사선 감시기를 사용하는 것이 아니라, 특정 핵종인 Ar-41만을 감지해낼 수 있는 감마 방사선 측정기를 사용함으로써 핵분열성 생성물에 의한 영향이 없이 누설을 감지할 수 있도록 하여 누설 감시에 대한 감도를 높일 수 있으며, 소규모 누설감지에도 적용할 수가 있는, 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소에서 사용되는 증기 발생기(steam generator)는 원자로 노심에서 발생된 열을 원자로 냉각재에 의하여 이차측의 급수에 전달함으로써 증기를 발생시키는 기능을 수행한다.
증기발생기를 경계로 1차측과 2차측이 분리되는 특징을 지닌 가압경수로의 경우, 1차측 냉각재의 고압 조건과 양측의 실제 경계면이 되는 세관의 건전성 결여 가능성으로 인해 증기발생기 세관에서 1차측 냉각재가 2차측으로 누설될 수 있다. 이러한 누설은 일반적으로 파단전 누설 (Leak Before Break)이라 하며, 발전소 운전 정지를 야기할 수 있는 파단 사고를 사전에 예측하는데 유용한 현상으로서, 파단전 누설의 조기 감지는 원자력 발전의 안전성 향상에 매우 중요하다. 그리고, 1차측 냉각재의 누설은 동시에 1차측에서만 생성되어 존재해야 할 방사성 핵종의 2차측으로의 이동을 수반하게 되는데, 이때 2차측으로 누설된 방사성 핵종은 유용한 누설 지시자로 사용될 수 있다.
2차측으로 누설된 방사성 핵종의 1차측 및 2차측에서 측정된 방사능 농도값과 2차측의 해당 유체의 유속의 값을 알면 다음 식에 의해서 누설율 LR을 계산할 수 있다.
LR = (Asecond ·F·C) / Aprimary
여기서, Assecond는 특정 핵종의 2차측 방사능 농도이고, F는 특정 핵종을 함유한 2차측 유체의 유속이고, C는 변환상수이고, Aprimary는 특정 핵종의 1차측 방사능 농도이다.
현재 가압경수로에서 사용되고 있는 기존의 누설 감시 방법은 모두 기본적으로는 위에서 설명한 1차측 기원 방사성 핵종의 2차측에서의 감지라는 원리에 근거하고 있다. 여기에 해당하는 것으로는 N-16을 이용한 누설 감시법 (이하 “N-16법”이라 칭함), Ar-41을 비롯한 불활성 방사성 기체를 이용한 누설 감시법 (이하 “불활성기체법”이라 칭함), 그리고 취출수 (Blowdown)내 삼중수소의 농도를 측정하여 누설율을 감시하는 방법 등이 있으며, 최근에는 불활성기체법의 변형으로서, 원 자로냉각재계통(Reactor Cooling System, RCS)에 인위적으로 Ar-40을 주입하여 누설감시의 감도를 향상시키는 방법 (이하 “Ar 주입법”이라 칭함)이 국내에 소개된 바 있다.
상기한 N-16법은 누설감시자 핵종으로서 1차측 기원 방사성 핵종의 하나인 N-16을 이용한다. N-16은 약 7초의 반감기를 갖고 베타선과 감마선을 방출하면서 O-16으로 붕괴된다. 누설감시 메커니즘은 N-16이 방사하는 감마선 에너지만을 검출하도록 세팅된 플라스틱 신틸레이터(Plastic Scintillator(Bismuth Germanate Oxide)) 방사선 검출기가 주증기배관을 통과하는 증기내 방사성 핵종 중에서 N-16만을 측정하여 누설율을 계산한다. 측정 대상이 되는 N-16은 원자로 냉각재를 구성하는 경수, 즉 H2O내 산소의 대부분(99.762%)을 차지하는 동위원소 O-16이 중성자와 반응(16O(n,p)16N)하여 생성되기 때문에 원자력출력이 일정한 정상출력 중에는 항상 원자로냉각재계통(RCS)내에는 일정 이상의 양의 N-16이 일정하게 유지된다. 따라서 소규모의 누설감시에도 감도가 뛰어나다.
상기한 N-16법의 단점은 짧은 반감기(약 7초)에 기인하는 것으로, 원자력 출력이 20% 이하에서는 짧은 반감기로 인해 충분한 N-16이 생성되지 않아 누설감시 능력이 상실된다는 점이다. 또한 같은 규모의 누설이 발생하더라도 짧은 반감기로 때문에 누설 발생부위에 따라 2차측에서 감지되는 누설율이 상이할 수 있다는 단점이 있다.
상기한 불활성 기체법은 누설감시자 핵종으로서 1차측 기원 방사성 핵종인 불활성기체(주로 Ar-41, Kr-85m, Kr-88, Xe-133, Xe-135, Xe-138)를 이용한다. 이 중 반감기가 가장 긴 것은 Xe-133(5.25 일)이며, 가장 짧은 것은 Ar-41(1.83 시간)이다. 이들은 모두 베타선과 감마선을 방출하면서 붕괴된다. 누설감시 메커니즘은 복수기 배기가스계통(Condenser Off-gas System)에 속하는 증기식공기추출기계통(Steam Jet Air Ejector System, SJEA) 또는 진공펌프계통(Vacuum Pump System)의 계통방사능감시기(Radiation Monitoring System, RMS)에 총베타 방사선 감시기를 설치하여 이들의 총 베타 방사선을 측정하여 누설율을 계산한다. 이들 불활성 기체의 반감기는 N-16에 비해 상대적으로 길어, 원자로 출력 20% 이하에서도 원자로냉각재계통(RCS)내에는 일정 이상으로 이들 기체의 농도가 유지되며 따라서 N-16법과 달리 원자력 출력 20 %이하에서도 누설감시를 할 수 있다는 장점을 가진다.
상기한 불활성 기체법의 단점은 측정 대상인 불활성 기체가 Ar-41을 제외하면 모두 핵분열성 생성물(Kr-85m, Kr-88, Xe-133, Xe-135, Xe-138)로서, 이들의 원자로냉각재계통(RCS)내 농도는 핵연료의 손상, 구체적으로는 핵연료를 둘러싸고 있는 클래딩(cladding)의 결함 정도에 의해 좌우됨으로써 누설율 감도의 정확성이 저하된다는 점이다. 즉, 증기 발생기 세관에서의 1차 냉각재의 2차 계통으로의 누설율이 일정한 상태에서, 핵연료를 둘러싸고 있는 클래딩(cladding)에 결함이 증가되면 원자로 냉각재 계통(RCS)내 핵분열 생성 기원의 불활성 기체의 농도가 변화될 수 있으며, 이러한 변화에 의해서 2차측 계통방사능감시기(RMS)에서 총베타 방사선 감시기에 의해 측정되는 불활성 기체의 총베타 방사선 값이 영향을 받게 됨으로써 누설율이 의도하지 않은 원인에 의해 변하기 때문이다.
또한, 상기한 불활성 기체법은, 일반적으로 정상운전중 핵연료 손상율이 거 의 0에 가깝기 때문에, 소규모 누설감시는 물론, 실질적 누설감시가 어렵다는 단점도 가진다.
상기한 Ar 주입법은 이러한 불활성 기체법의 단점을 보완하기 위해 개발된 누설감시방법으로서, 원자로냉각재계통(RCS)내에 인위적으로 Ar-40을 주입하여 불활성 기체중 핵분열성 생성물 기원이 아닌 Ar-41의 농도를 높여줌으로써 누설감시에 대한 감도를 향상시킨 방법이다. 누설감시 메커니즘은 불활성기체법과 동일하다.
그러나, 이러한 감도향상이라는 개선에도 불구하고, Ar 주입법도 불활성기체법과 마찬가지로 측정 대상 핵종의 대부분이 핵분열성 생성물(Kr-85m, Kr-88, Xe-133, Xe-135, Xe-138)이기 때문에 2차측 계통방사능감시기(RMS)에서 핵종 분석이 불가능한 총베타 방사선 감시기에 의해서 측정되는 불활성 기체의 총베타 방사선은 핵연료 손상 정도에 영향을 받게 되어 누설감시에 대한 감도가 저하되는 단점을 계속 지닌다.
본 발명의 목적은 상기한 바와 같은 종래의 문제점을 해결하기 위한 것으로서, 핵종 분석이 불가능한 총베타 방사선 감시기를 사용하는 것이 아니라, 특정 핵종인 Ar-41만을 감지해낼 수 있는 감마 방사선 측정기를 사용함으로써 핵분열성 생성물에 의한 영향이 없이 누설을 감지할 수 있도록 하여 누설 감시에 대한 감도를 높일 수 있으며, 소규모 누설감지에도 적용할 수가 있는, 원자력 발전소의 증기발 생기의 누설 감지장치 및 방법을 제공하는 데 있다.
상기한 목적을 달성하기 위한 수단으로서 이 발명의 구성은, 배기개스 계통 배관에 설치되어 있으며 Ar-41의 방출 감마선 에너지만을 측정하도록 설치되어 있는 감마 방사선 측정기와, 상기한 감마 방사선 측정기에 의해 측정된 Ar-41의 감마선 신호를 증폭하기 위한 프리앰플리파이어와, 상기한 프리앰플리파이어에 의해 증폭된 Ar-41의 감마선 신호를 방사능 수치로 변환하기 위한 레이트미터와, 상기한 레이트미터로부터 입력되는 방사능 신호를 이용하여 방사능의 누설율을 산출하여 표시하기 위한 컴퓨터와, 배기개스 계통 배관에 설치되어 배기개스 계통 배관내의 유체의 양을 측정하기 위한 유량계를 포함하여 이루어진다.
이 발명의 구성은, 상기 컴퓨터는 다음의 수식에 의해 방사능의 누설율(L)을 산출하여 표시하면 바람직하다.
Figure 112008035372013-pat00001
여기서 1.08E4는 (28,317 cc air/ft3 air) × (24 hr/day) ×(60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS), a는 감마 방사선 측정기의 측정값, bkgd는 감마 방사선 측정기의 백그라운드, f는 측정 유량값, Rc = Ci ki, Ci는 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도, ki는 감마 방사선 측정기의 Ar-41에 대한 검출 효율이다.
이 발명의 구성은, 상기 감마 방사선 측정기는 측정 에너지 창 (Energy Window)의 범위가 Ar-41이 방출하는 1.29 MeV를 가지는 감마선만을 측정하도록 설정되어 있으면 바람직하다.
삭제
이 발명의 구성은, 상기 유량계는 차압식 유량계를 사용하면 바람직하다.
상기한 목적을 달성하기 위한 수단으로서 이 발명의 다른 구성은, Ar 주입장치를 이용하여 Ar-41을 화학 및 체적 제어계통(Chemical & Volume Control System)의 체적제어탱크(Volume Control Tank)에 주입시켜, 원자로냉각재계통(RCS)내의 Ar-41의 농도가 0.1~0.2 μCi/g가 되도록 유지하는 단계와, Ar-41을 원자로 냉각재와 함께 반응로와 증기발생기를 거쳐서 원자로냉각재계통(RCS)을 순환시키는 단계와, 배기가스계통(Off-gas System)을 흐르는 기체의 총 유량 및 Ar-41의 방사능을 각각 측정하는 단계와, 다음의 수식에 의해 방사능의 누설율(L)을 산출하여 표시하는 단계를 포함하여 이루어진다.
Figure 112008035372013-pat00002
여기서 1.08E4는 (28,317 cc air/ft3 air) × (24 hr/day) ×(60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS), a는 감마 방사선 측정기의 측정값, bkgd는 감마 방사선 측 정기의 백그라운드, f는 측정 유량값, Rc = Ci ki, Ci는 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도, ki는 감마 방사선 측정기의 Ar-41에 대한 검출 효율이다.
이 발명은, 핵종 분석이 불가능한 총베타 방사선 감시기를 사용하는 것이 아니라, 특정 핵종인 Ar-41만을 감지해낼 수 있는 감마 방사선 측정기를 사용함으로써 핵분열성 생성물에 의한 영향이 없이 누설을 감지할 수 있도록 하여 누설 감시에 대한 감도를 높일 수 있으며, 소규모 누설감지에도 적용할 수가 있는 효과를 갖는다.
이하, 이 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 이 발명을 용이하게 실시할 수 있을 정도로 상세히 설명하기 위하여, 이 발명의 가장 바람직한 실시예를 첨부된 도면을 참조로 하여 상세히 설명하기로 한다. 이 발명의 목적, 작용, 효과를 포함하여 기타 다른 목적들, 특징점들, 그리고 동작상의 이점들이 바람직한 실시예의 설명에 의해 보다 명확해질 것이다.
참고로, 여기에서 개시되는 실시예는 여러가지 실시가능한 예중에서 당업자의 이해를 돕기 위하여 가장 바람직한 실시예를 선정하여 제시한 것일 뿐, 이 발명의 기술적 사상이 반드시 이 실시예에만 의해서 한정되거나 제한되는 것은 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위내에서 다양한 변화와 부가 및 변경이 가능함은 물론, 균등한 타의 실시예가 가능함을 밝혀 둔다.
도 1 내지 도 3에 도시되어 있는 바와 같이, 이 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치의 구성은, 배기개스 계통 배관(10)에 설치되어 있으며 Ar-41의 방출 감마선 에너지만을 측정하도록 설치되어 있는 감마 방사선 측정기(21)와, 상기한 감마 방사선 측정기(21)에 의해 측정된 Ar-41의 감마선 신호를 증폭하기 위한 프리앰플리파이어(22)와, 상기한 프리앰플리파이어(22)에 의해 증폭된 Ar-41의 감마선 신호를 방사능 수치로 변환하기 위한 레이트미터(23)와, 상기한 레이트미터(23)로부터 입력되는 방사능 신호를 이용하여 방사능의 누설율을 산출하여 표시하기 위한 컴퓨터(25)와, 배기개스 계통 배관(10)에 설치되어 배기개스 계통 배관(10)내의 유체의 양을 측정하기 위한 유량계(27)를 포함하여 이루어진다.
상기한 감마 방사선 측정기(21)는 Ar-41만을 측정하기 위해 Ar-41이 방출하는 감마선 에너지만을 측정할 수 있는 측정기를 사용한다. 이에 따라, 상기한 감마 방사선 측정기(21)는 측정 에너지 창 (Energy Window)의 범위가 Ar-41이 방출하는 1.29 MeV를 가지는 감마선만을 측정하도록 설정되어 있어야 한다. 이러한 조건을 만족하는 측정기로서는 캔버라(CANBERRA)사의 모델 MD55E(V1)와 같은 NaI 타입의 측정기가 있다.
상기한 구성에 의한, 이 발명의 일실시예에 따른 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법의 작용은 다음과 같다.
먼저, 도 1에 도시되어 있는 바와 같이, Ar 주입장치(13)를 이용하여 초당 약 5mL의 유속으로 Ar-41을 화학 및 체적 제어계통(Chemical & Volume Control System)의 체적제어탱크(Volume Control Tank)에 주입시켜, 원자로냉각재계통(RCS)내의 Ar-41의 농도가 약 0.1μCi/g(최대 0.2μCi/g)가 되도록 유지한다.
상기한 Ar 주입장치(13)는, 도 2에 도시되어 있는 바와 같이, Ar 기체 봄베(134)로부터 출력되는 주입용 Ar-41 기체가 레귤레이터(Regulator)(136)를 거치면서 압력이 조절되고, 유량조절기(135)를 거치면서 유량이 조절되어 원자로냉각재계통(RCS)(4)에 주입된다. 체크밸브(132)는 Ar-41 기체의 역류를 방지하고, 압력계(137)는 배관내 Ar-41 기체의 압력을 측정하여 표시한다. 밸브(131a, 131b, 131c)는 압력계(137)를 미사용하는 경우에 Ar-41 기체의 유입을 차단하기 위한 것이며, 드레인 관(133)은 Ar-41 기체가 미주입된 경우에 배관에 잔류한 Ar 기체를 배기하기 위한 것이다.
다음에, 원자로냉각재펌프(6)를 가동시키면, Ar-41이 원자로 냉각재와 함께 반응로(2)와 증기발생기(5)를 거쳐서 원자로냉각재계통(RCS)(4)을 순환하게 된다.
이와 같이 원자로 냉각재가 원자로냉각재계통(RCS)(4)을 순환하고 있는 상태에서, 핵연료가 장전되어 있는 원자로 노심(1)에서 핵연료의 핵분열에 의해 열이 발생됨과 동시에 핵분열 생성물이 생성되면, 핵연료에서 발생한 열이 원자로 반응로(2)를 통해서 원자로냉각재계통(RCS)(4)으로 전달된다.
원자로 격납건물(7)의 내부에 설치되어 있는 반응로(2) 및 증기발생기(5)와 함께 원자로냉각재계통(RCS)(4)을 순환하는 1차측 원자로 냉각재와 불활성 핵종 기체는 핵연료 분열시 발생된 열이 증기발생기(5)로 입력되도록 하며, 증기발생기(5)에서 2차측의 냉각재로 전달되도록 하는데, 이 과정에서 누설이 발생하게 된다. 이 경우에, 가압기(3)는 상기한 원자로냉각재계통(RCS)(4)내의 압력을 조절하는 역할을 한다.
증기발생기(5)에서 열을 전달받은 증기는, 스로틀 밸브(Throttle Valve) (8)에 의해 유속이 조절되어 발전기(9)로 전달되어 발전기(9)를 회전시킴으로써 발전기(9)가 전기를 생산하도록 한다.
발전기(9)를 회전시키고 난 증기는 복수기(Condenser)(11)에서 응축되어 모여진 뒤에, 급수펌프(12)에 의해 다시 증기발생기(5)로 보내짐으로써 순환을 하게 된다.
또한, 배기개스계통(Off-gas system) (10)은 복수기(11)의 기체를 뽑아내어 외부로 방출함으로써 상기한 복수기(11)의 진공상태를 유지하며, 이 곳에 누설 감지장치가 설치된다.
2차계통인 복수기(11)의 배기가스계통(Off-gas System) (10)에 속하는 증기식공기추출기계통(Steam Jet Air Ejector System, SJEA) 또는 진공펌프계통(Vacuum Pump System)에 설치된 유량계(27)와 감마 방사선 측정기(21)는 배기가스계통(Off-gas System) (10)을 흐르는 기체의 총 유량 및 Ar-41의 방사능을 각각 측정한다.
상기한 감마 방사선 측정기(21)에 의해 측정된 Ar-41의 감마선 신호는 프리앰플리파이어(22)에 의해 증폭되고, 상기한 프리앰플리파이어(22)에 의해 증폭된 Ar-41의 감마선 신호는 레이트미터(23)에 의해 방사능 수치로 변환된다.
컴퓨터(25)는 상기한 레이트미터(23)로부터 입력되는 방사능 신호를 이용하여 방사능의 누설율(L)을 산출하여 표시하는데, 그 계산식은 다음과 같다.
Figure 112008035372013-pat00003
여기서 L= 누설율 (gallon per day at 25℃)
1.08E4= (28,317 cc air/ft3 air) × (24 hr/day) ×(60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS)
a = 감마 방사선 측정기의 방사능 측정값 (CPM)
bkgd = 감마 방사선 측정기의 백그라운드 (CPM)
f = 측정 유량값 (in ft3/min at 25℃, SCFM)
Rc = Ci ki (총응답인자)
Ci = 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도 (μCi/g)
ki = 감마 방사선 측정기의 Ar-41에 대한 검출 효율(CPM/μCi/cc)이다.
보다 정확한 누설율 계산을 위해서는 유량계(27)의 정확도도 중요하다. 이를 위해 다른 형식의 유량계보다 정확도가 뛰어난 것으로 알려진 차압식 유량계를 사용한다.
위 식에서 보는 바와 같이, 감마 방사선 측정기(21)의 방사능 측정값(a)과 유량계(27)의 유량값(f)만이 변수로서 이들이 누설율의 정확도를 좌우한다.
따라서, 컴퓨터(25)를 이용하면 실시간으로 누설값의 계산 및 감시가 가능하며, 누설값이 규정치를 초과하면 알람을 발생시켜 관계자에게 알릴 수 있게 할 수 있다.
(비교예)
실제로 국내 경수로 발전소의 예를 들어 본 발명과의 특징을 설명하기 위해, 기존의 Ar 주입법에서 사용하는 누설율 계산식을 이용하여, Ar-41을 제외한 핵분열 생성물인 불활성 기체의 농도가 핵연료 손상에 의해 원자로냉각재계통(RCS)내에서 갑자기 증가할 경우 어떠한 영향을 주는지를 알아보면 다음과 같다.
Ar 주입법에서 사용되는 누설율 계산식은 다음과 같다.
Figure 112008035372013-pat00004
여기서 L = 누설율 (gallon per day at 25℃)
1.08E4 = (28,317cc air/ft3 air) × (24 hr/day) × (60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS)
a = 총베타 방사선 감시기의 측정값 (CPM)
bkgd = 총베타 방사선 감시기의 백그라운드 (CPM)
f = 측정 유량값 (in ft3/min at 25℃, SCFM)
Rc = ∑Ci ki (총응답인자)
Ci = 원자로냉각재계통(RCS)내 i 번째 핵종의 농도 (μCi/g)
ki = 총베타 방사선 감시기의 i 번째 핵종에 대한 검출 효율 (CPM/μCi/cc)이다.
먼저 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도가 0.1 μCi/g인 상태에서 핵연료가 손상되지 않고 정상일 때의 발전소의 총응답인자(Rc)는 다음의 표에서와 같이 9.23 x 106 CPM/cc/g로 계산된다.
Figure 112008035372013-pat00005
위의 표에서 Ar-41을 제외한 원자로냉각재계통(RCS)내 핵종의 농도는 발전소의 실제 원자로냉각재계통(RCS)내 각 핵종의 평균치를 사용하였으며, 총베타 방사선 감시기의 측정 효율은 발전소에서 사용하는 캔버라(Canberra)사의 MD-45 모델의 것을 사용하였다. 도 4는 MD-45 총베타 방사선 감시기의 계측효율 곡선을 나타낸 다.
반면에 갑작스런 핵연료 손상 발생에 의해 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41을 제외한 방사성 불활성 기체의 농도가 10배 증가된 경우의 발전소의 총응답인자(Rc)는 다음의 표에서와 같이 9.47 x 106 CPM/cc/g로 계산된다.
Figure 112008035372013-pat00006
위에서 계산된 각각의 총응답인자(Rc)에 대해, 대응초치가 취해져야 하는 누설율인 30 GPD에 대한 총베타 방사선 감시기의 순 지시값을 알아보기 위해 위 식을 변형하면 다음과 같다.
Figure 112008035372013-pat00007
이 식에서 L의 값으로 30 GPD를 취하고 bkgd와 f의 값으로 실제 발전소의 값인 152 CPM과 68 SFCM를 사용하면, a - bkgd의 값은 30 GPD의 누설이 발생하였을 시 총베타 방사선 감시기에서 측정되는 순 지시값을 나타내게 된다. 이 식을 이용하여 계산된 핵연료 손상 증가전과 증가후의 순 지시값은 각각 376.9 CPM과 386.6 CPM로 나타난다.
이러한 결과가 의미하는 것은 핵연료 손상이 발생할 경우 누설 감지장치가 실제 누설율 보다 높은 누설율을 지시할 수 있다는 것이다. 예를 들어, 상기 계산에서처럼, 실제 30 GPD인 누설율이 30 GPD 이상의 누설율로 잘못 계산될 수 있다는 점이며, 이를 바꿔 말하면, 실제 누설율이 30 GPD에 이르기 전에도 이러한 핵연료 손상의 증가에 의해 감시기는 이미 누설율이 30 GPD에 이른 것으로 잘못 지시할 수 있으며 발전소에서는 불필요하게 이 누설율에 근거하여 조치를 취해야 한다는 것이다.
이러한 오차의 원인은 상기에서 언급한 것과 같이 누설율을 계산하는 위 식에, 핵연료 손상에 영향을 받은 핵종들인 Kr-85m, Kr-88, Xe-133, Xe-135, Xe-138의 영향이 포함되기 때문으로, 이러한 영향을 제거하기 위해서는 이러한 핵종을 계산에서 제외시켜 누설율을 핵연료 손상에 영향을 받지 않는 Ar-41에 의해서만 계산되도록 해야 한다.
따라서, 본 발명을 통해, 기존 가압경수로 증기발생기 세관 온라인 누설감시의 단점을 보완할 수 있는 새로운 누설감시기술을 확립할 수 있다. 즉, 본 발명은, 감도는 좋으나 원자로 출력 20% 이상에서만 누설감지가 가능한 N-16법과는 달리 저출력에서도 누설감시가 가능하며, 본 발명의 선행 기술인 Ar 주입법이 누설이외에도 핵연료 손상에 의한 영향을 받는 점을 개선하여 안정적이면서 신뢰성 있는 증기발생기 세관의 누설감시를 수행할 수 있다. 또한, 본 발명은, 개선된 누설감시 기술을 이용하여 원자로 전 출력 기간 동안에 신뢰성 높은 누설감시를 수행함으로써 궁극적으로 가압경수로 운전 안정성을 향상을 도모를 기대할 수 있다.
도 1은 이 발명의 일실시예에 따른 증기발생기의 누설 감지장치가 설치되는 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 2는 이 발명의 일실시예에 따른 증기발생기의 누설 감지장치가 설치되는 원자력 발전 시스템의 Ar 주입장치의 구성도이다.
도 3은 이 발명의 일실시예에 따른 증기발생기의 누설 감지장치의 구성도이다.
도 4는 MD-45 총베타 방사선 감시기의 계측효율 곡선을 나타낸다.

Claims (6)

  1. 배기개스 계통 배관에 설치되어 있으며 Ar-41의 방출 감마선 에너지만을 측정하도록 설치되어 있는 감마 방사선 측정기와,
    상기한 감마 방사선 측정기에 의해 측정된 Ar-41의 감마선 신호를 증폭하기 위한 프리앰플리파이어와,
    상기한 프리앰플리파이어에 의해 증폭된 Ar-41의 감마선 신호를 방사능 수치로 변환하기 위한 레이트미터와,
    상기한 레이트미터로부터 입력되는 방사능 신호를 이용하여 방사능의 누설율을 산출하여 표시하기 위한 컴퓨터와,
    배기개스 계통 배관에 설치되어 배기개스 계통 배관내의 유체의 양을 측정하기 위한 유량계를 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 컴퓨터는 다음의 수식에 의해 방사능의 누설율(L)을 산출하여 표시하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치.
    Figure 112010012481506-pat00008
    여기서 1.08E4는 (28,317 cc air/ft3 air) × (24 hr/day) ×(60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS), a는 감마 방사선 측정기의 측정값, bkgd는 감마 방사선 측정기의 백그라운드, f는 측정 유량값, Rc = Ci ki, Ci는 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도, ki는 감마 방사선 측정기의 Ar-41에 대한 검출 효율이다.
  3. 제 1항에 있어서,
    상기 감마 방사선 측정기는 측정 에너지 창 (Energy Window)의 범위가 Ar-41이 방출하는 1.29 MeV를 가지는 감마선만을 측정하도록 설정되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치.
  4. 삭제
  5. 제 1항에 있어서,
    상기 유량계는 차압식 유량계인 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치.
  6. Ar 주입장치를 이용하여 Ar-41을 화학 및 체적 제어계통(Chemical & Volume Control System)의 체적제어탱크(Volume Control Tank)에 주입시켜, 원자로냉각재계통(RCS)내의 Ar-41의 농도가 0.1~0.2 μCi/g가 되도록 유지하는 단계와,
    Ar-41을 원자로 냉각재와 함께 반응로와 증기발생기를 거쳐서 원자로냉각재계통(RCS)을 순환시키는 단계와,
    배기가스계통(Off-gas System)을 흐르는 기체의 총 유량 및 Ar-41의 방사능을 각각 측정하는 단계와,
    다음의 수식에 의해 방사능의 누설율(L)을 산출하여 표시하는 단계를 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지방법.
    Figure 112010012481506-pat00009
    여기서 1.08E4는 (28,317 cc air/ft3 air) × (24 hr/day) ×(60 min/hr) / (3785 g RCS/gal RCS), a는 감마 방사선 측정기의 측정값, bkgd는 감마 방사선 측정기의 백그라운드, f는 측정 유량값, Rc = Ci ki, Ci는 원자로냉각재계통(RCS)내 Ar-41의 농도, ki는 감마 방사선 측정기의 Ar-41에 대한 검출 효율이다.
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