KR101224605B1 - 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명에 따른 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법은 냉각재 기준온도와 냉각재 평균온도의 차이에 따라, 비례 적분 제어기를 사용해 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계; 및 축방향 출력분포를 최적화하기 위해, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 변화시키면서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계를 포함하고, 상기 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계는, 계산된 ASI(Axial Shape Index)과 측정된 ASI의 오차를 하이패스 필터를 통해 필터링한 값을 사용해, 터빈 출력의 시작하는 시점과 끝나는 시점에서 발생하는 원자로 냉각재의 평균온도의 오버슈트와 언더슈트를 완화시키는 것을 특징으로 한다.

Description

원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법{A method for controlling power and power distribution of a nuclear reactor}
본 발명은 원자력 발전소의 원자로에 대한 출력 및 축방향 출력분포의 제어에 관한 것으로, 보다 상세하게는 운전원의 개입 없이 원자로의 부하추종운전을 자동으로 수행할 수 있도록 하는 제어계통에 관한 기술이다.
부하추종운전이란 2시간에 걸쳐 100%에서 50%까지 출력을 내린 다음 6시간동안 내린 출력에서 머물다 다시 2시간에 걸쳐출력을 50%에서 100% 출력으로 복귀해 14시간을 전 출력으로 운전하는 2-6-2-14 형태로 부하를 따라 운전하는 것으로 지칭되고 있으나 출력감발에 소요되는 시간과 최종 감발 출력은 자유롭게 정할 수 있다. 출력이 감소되는 경우에 핵반응을 일으키는 열중성자의 흡수단면적이 다른물질에 비해 몇백만배 정도나 큰 제논의 농도가 3~4시간의 시간차를 가지고 증가하면서 음의 반응도를 삽입하게 되는데, 붕소농도를 희석시키거나 제어봉을 인출하는 등의 방법을 이용해서 양의 반응도를 삽입해서 적절히 상쇄시키지 못하면 도 1 (a) 및 (b)에서 보는 것과 같은 원자로냉각재 평균온도와 원자로 출력의 급격한 감소를 피할 수 없으며, 그 정도가 심할 경우에는 증기발생기 저압력으로 인한 원자로정지가 발생할 수 있다. 도 1 및 2는 원자력발전소 출력상승시험 중에 수행된 부하추종운전에서의 원자로냉각재 평균온도와 원자로출력의 변화를 보여주고 있다. 반대로 출력을 올리는 경우에는 중성자속(Neutron Flux)이 증가하면서 제논의 농도는 점점 줄어들어 양의 반응도가 원자노심에 삽입되는데 제어봉을 삽입시키거나 붕산수의 농도를 증가시키는 방법을 이용해서 음의 반응도를 삽입하여 이를 적절히 상쇄 시키지 못하면, 100[%] 도달했을 때의 양상과 같이 원자로 냉각재 평균온도와 원자로 출력은 급격히 증가하게 된다. 출력 증가의 정도가 심할 경우 고출력에 의한 원자로정지가 발생하게 되므로 운전원은 제어봉 삽입을 통한 빠른 반응도 보상을 수행하여 출력상승을 방지하게 된다.
그러나, 이와 같이, 제어봉을 이용해서 양이나 음의 반응도를 삽입하는 경우에는 축방향 원자로출력분포가 왜곡되어 상당시간 축방향 출력분포 제어가 수행되어야 한다. 즉, 원자로 출력은 일정하게 유지되므로 제어봉이 삽입되어 줄어든 상부의 출력은 제어봉이 삽입되지 않은 하부의 출력을 높여주게 되므로 축방향 출력분포는 호리병 형태의 모양을 가지게 된다. 이러한 축방향 출력분포의 왜곡이 일정수준을 넘어설 경우 출력이 과다하게 나오는 부분에서는 국부적인 핵연료 손상이 일어날 수도 있으므로 원자력발전소에서는 축방향 출력분포를 일정값 이내로 제한하도록 안전제한치에 규정하고 있다. 종래에는 제어봉의 이러한 제약으로 인해 축방향 출력분포를 유지한 상태에서 출력을 변화시키기 위한 방법으로 원자노심의 붕산수 농도를 조절하면서 상부쪽으로 축방향 출력분포가 치우치는 경우나 빠른 동작을 요하는 경우에만 전강 제어봉 그룹과 부분강 제어봉 그룹의 제어봉들을 사용하는 방법을 택해서 운전해 오고 있다.
그러나 붕산농도 제어에는 다음과 같은 어려움들이 있어 원자로 출력의 제어가 제대로 이루어지기 힘들다. 첫째, 붕산농도를 운전원에게 알려주는 Boronometer의 높은 uncertainty와 측정오차로 원자로심의 정확한 붕산농도값을 알기 힘들다. 둘째, 붕산농도를 높이기 위해 고농도 (4400ppm) 붕산수를 첨가하는 운전을 Boration이라고 하며, 순수한 물을 첨가해서 붕산수의 농도를 낮추는 운전을 Dilution이라고 하는데, 화학 및 체적제어계통의 보충수계통으로부터 Boration/Dilution이 수행되어 원자노심의 붕산수가 원하는 농도값으로 변하기까지 상당한 정도의 시간 지연을 가진다. 셋째, 원하는 붕산농도로 변화시키기 위해 필요한 보충수 유량이 간단한 단일셀 모델에 의해 만들어진 붕산수표(Boration/Dilution Table)를 가지고 계산되며 한 번에 일정한 유량률로 많은 양을 Dilution/Boration에 사용할 수 밖에 없어 원자노심의 붕산농도를 세밀하게 제어할 수 없다.
원자력 선진국들은 이러한 부하추종 운전의 어려움을 덜고자 부하추종운전 수행기법들을 개발하였다. 미국의 Westinghouse에 의해 70년대초 개발된 원자로 운전방법인 CAOC (Constant Axial Offset Control) 개념은 원자로 출력변화 시 축방향 출력분포를 나타내는 Axial Offset (AO)값을 일정한 I 범위내에 유지함으로써 효과적으로 제논분포를 제어하면서 제어봉과 보론농도 변화를 사용하여 출력변화를 수용하는 방법이다. AO는 원자로 내에서의 출력 변화에 대한 축방향 출력분포편차를 나타내는 것이다.
AO값을 이용한 출력분포 조절의 목적은 과다한 국부출력 변화를 유발할 수 있는축방향 Xenon 출력분포를 사전에 방지하기 위함이다. Mode-A 운전방식은 Xe에 의한 원자로의 불안정성을 막기위해, Axial Offset을 일정 Band 내로 유지하는 CAOC 운전방식의 일종으로 급격한 출력변화 시 Delay가 발생하며, 주기말에는 Boron의 희석능력 감소로 부하추종운전이 어려워 노심수명 80[%]~85[%]까지만 부하추종운전이가능하다. Westinghouse에서는 운전상의 융통성을 향상시키기위하여 RAOC (Relaxed Axial Offset Control)와 MSHIM (Mechanical Shim)등을 개발하여 원전의 부하추종 능력을 보강하였다. Mechanical Shim Rod는 프랑스의 Gray Rod와 비슷한 것으로 반응도가 비교적 큰 heavy shim과 light shim으로 구성되어 있다. light shim은 출력분포에 대한 보상을 수행하기 위하여 노심 깊이 삽입할 수 있어 전 노심주기동안 부하추종 운전을 할 수 있도록 설계되어 있지만 실제 적용된 바는 없다.
프랑스는 부하추종운전 방법으로 Westinghouse에서 개발한 Mode-A 방식을 사용하여 부하추종운전을 수행하다가 1975년 이후 자체적으로 개발한 Mode-G 방식을 사용하여 부하추종은 물론 주파수제어도 수행하고 있다. Mode-G 운전방식은 Control Rod중 일부를 흡수단면적이 작은 Steel을 이용하여 Gray Rod로 만들어서, 이를 출력분포제어용으로 사용함에 따라 제어봉의 삽입에 따른 반경방향 및 축방향 출력분포를 비교적 작게 만들어 Mode-A에 비해 운전여유도를 증가시킨 설계이다. 독일에서는 1973년부터 KWU가 개발한OCB (Overlapping Control Bank) mode 을 채택하여 노심말기까지 SPNR 방식을 사용100%까지 부하추종운전이 가능토록 한 것과 붕산농도의 변화없이 반응도가 약한 D-bank와 반응도가 강한 L-Bank를 사용해서 부하추종운전을 하도록 설계되었다. Boration and Dilution은 xenon 에 의한 Slow Reactivity Change만을 보상하는데 사용된다. 한국에서는 차세대 원전 개발 시에Mode K를 이용한 부하추종 운전기술 개발이 활발히 추진된 바 있으나 계통설계에는 반영이 되지 못하였다.
본 발명이 해결하고자 하는 과제는, 붕산수 농도를 자동으로 제어하여 원자로출력을 부하에 따라 변화하도록 하고, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 변화시키면서, 상기 축방향 출력분포 제어를 수행하도록 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법에 관한 것이다.
상기의 과제를 해결하기 위해, 본 발명에 따른 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법은 냉각재 기준온도와 냉각재 평균온도의 차이에 따라, 비례 적분 제어기를 사용해 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계; 및 축방향 출력분포를 최적화하기 위해, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 변화시키면서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계는, 계산된 ASI(Axial Shape Index)과 측정된 ASI의 오차를 하이패스 필터를 통해 필터링한 값을 사용해, 터빈 출력의 시작하는 시점과 끝나는 시점에서 발생하는 원자로 냉각재의 평균온도의 오버슈트와 언더슈트를 완화시키는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는, 상기 전강 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉 그룹의 초기 위치를 설정하는 단계; 상기 부분강 제어봉 그룹의 위치를 이동시키면서, 목표 ASI와 계산 ASI의 차에 해당하는 DASI(Difference of Axial Shape Index)를 산출하는 단계; 상기 부분강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단하는 단계; 상기 한계 이동위치에 도달하였다면, DASI의 부호가 바뀌어지는 상기 부분강 제어봉 그룹의 위치를 검출하는 단계; 상기 전강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단하는 단계; 상기 한계 이동위치에 도달하였다면, 원자로 냉각재 평균온도와 기준온도의 차이가 일정 온도 이하이거나, 일정 연소도 이상인가를 판단하는 단계; 상기 냉각재 온도 차이가 일정 온도 이하이거나, 상기 일정 연소도 이상이라면, DASI=0을 만족하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재하는가를 판단하는 단계; 만일, 상기 DASI=0을 만족하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재한다면, 최소 이동하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합을 검출하는 단계; 만일, 상기 DASI=0을 만족하는 부분강 제어봉 그룹이 존재하지 않는다면, DASI가 최소가 되는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합을 검출하는 단계; 및 상기 검출된 위치 결과를 사용해, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계를 포함하고, 상기 냉각재 온도 차이가 일정 온도 이상이고, 상기 일정 연소도 이하이면, 제어봉 그룹에 대한 위치조절논리를 종료하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는, 원자로 노심 모델과 실제 발전소의 노심과의 차이에서 발생하는 ASI(Axial Shape Index) 계산오차를 바이어스로 추출하여, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위한 상기 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉의 삽입 및 인출을 제어하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는, 상기 냉각재 기준온도와 상기 냉각재 평균온도의 차이가 소정 기준치 이상이고, 연소도가 일정값 이하일 때, 온도편차신호를 우선하며, 상기 온도편차신호가 우선할 경우에는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절논리를 우회하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는, 원자로 노심의 연소도가 일정 수준 이상에 해당하는 경우에는, 음의 반응도 계수를 갖는 냉각재 궤환 효과를 이용해, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위한 상기 전강 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 제어하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게는, 상기 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법은, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위해, 상기 전강 및 부분강 제어봉 그룹을 삽입 및 인출할 때, 전속 삽입 및 저속 인출하는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따르면, 운전자의 개입 없이도 원자력 발전소의 불필요한 출력 감발을 감소시키면서, 원자로 출력 및 축방향 출력분포를 효율적으로 제어할 수 있도록 한다.
도 1은 원자력 발전소 부하추종운전 시험 시 원자로 냉각재 평균온도 및 원자로 출력을 각각 나타내는 그래프이다.
도 2는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법을 설명하기 위한 일 실시예의 플로차트이다.
도 3은 원자로 출력제어에 사용되는 붕산수 조절논리를 설명하기 위한 참조도이다.
도 4는 원자로 출력제어에 사용되는 붕산수 조절논리를 설명하기 위한 또 다른 참조도이다.
도 5는 축방향 출력분포 제어에 사용되는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절방법을 설명하기 위한 참조도이다.
도 6은 축방향 출력분포 제어에 사용되는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절논리를 설명하기 위한 플로차트이다.
도 7은 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어를 전체적으로 설명하기 위한 참조도이다.
이하, 본 발명에 따른 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법을 첨부된 도 2 내지 7을 가지고 설명한다.
도 2는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법을 설명하기 위한 일 실시예의 플로차트이다.
먼저, 냉각재 기준온도와 냉각재 평균온도의 차이에 따라, 비례 적분 제어기를 사용해 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어한다(제100 단계).
도 3은 원자로 출력제어에 사용되는 붕산수 조절논리를 설명하기 위한 참조도이다. 원자로냉각재 기준신호(Tref)와 원자로냉각재 평균신호(Tavg)의 온도편차신호가 비례적분제어기를 거쳐 붕소 희석제어밸브(Dilution Control Valve)와 붕소첨가제어밸브(Boration Control Valve)를 운전함으로써 원자로심의 붕산수 농도를 제어하게 된다. 이 때 비례적분제어기의 이득신호(KBC)는 원자노심의 연소도(Burnup)에 따라 서로 다른 값을 가지는 것을 특징으로 한다. 즉, 노심의 연소가 진행되면서 붕소희석운전의 효과가 떨어지므로 일정연소도가 지나면 비례적분제어기의 이득값을 증가시켜 노심 말기의 붕소희석운전에 도움이 되도록 하였다.
또한, 상기 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계는 계산된 ASI(Axial Shape Index)과 측정된 ASI의 오차를 하이패스 필터를 통해 필터링한 값을 사용해 원자로 출력의 시작하는 시점과 끝나는 시점에서의 원자로 냉각재의 평균온도를 상쇄시킨다. ASI(Axial Shape Index) 값은 AO(Axial Offset)와 부호만 반대인 값이다.
도 4는 원자로 출력제어에 사용되는 붕산수 조절논리를 설명하기 위한 또 다른 참조도로서, 도 4는 터빈출력의 변화가 시작하는 시점과 끝나는 시점에서 발생하는 원자로 냉각재의 평균온도의 오버슈트와 언더슈트를 완화시키기 위한 논리를 설명하기 위한 참조도이다. 계산된 축방향 출력분포(Target ASI)와 측정된 축방향 출력분포(ASI)의 오차가 하이패스 필터를 거쳐 Feed-Forward의 형태로 Feedback 형태인 온도편차에 더해져서 터빈출력 변화가 시작되는 시점과 끝나는 지점에서 발생하는 원자로냉각재 평균온도의 Overshoot와 Undershoot의 많은 양을 감쇄시키는 것을 특징으로 한다.
제100 단계 후에, 축방향 출력분포를 최적화하기 위해, 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉의 삽입 및 인출을 변화시키면서, 상기 축방향 출력분포를 제어한다(제102 단계).
도 5는 축방향 출력분포 제어에 사용되는 전강 제어봉 그룹(Group 5 CEA) 및 부분강 제어봉 그룹(PSCEA)의 위치조절방법을 설명하기 위한 참조도이다. 도 6의 전강 제어봉 그룹(Group 5 CEA) 및 부분강 제어봉 그룹(PSCEA)의 위치조절논리에서 구해진 전강 제어봉 그룹의 위치신호(Group 5 CEA Position Demand) 및 부분강 제어봉 그룹의 위치신호(PSCEA Position Demand)는 측정된 전강 제어봉 그룹의 위치신호와 비교해서 제어봉을 삽입 또는 인출하라는 신호를 생성하게 된다. 즉, 위치조절논리에서 구해진 전강 제어봉 그룹의 위치신호(Group 5 CEA Position Demand)와 측정된 전강 제어봉 그룹의 위치신호(Measured Group 5 Position)와 비교해서 제어봉을 삽입 또는 인출하라는 신호를 생성한다. 또한, 위치조절논리에서 구해진 부분강 제어봉 그룹의 위치신호(PSCEA Position Demand)와 측정된 부분강 제어봉 그룹의 위치신호(Measured PSCEA Position)와 비교해서 제어봉을 삽입 또는 인출하라는 신호를 생성한다.
도 6은 축방향 출력분포 제어에 사용되는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절논리를 설명하기 위한 플로차트이다.
먼저, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 초기 위치를 설정한다(제200 단계).
제200 단계 후에, 부분강 제어봉 그룹의 위치를 이동시키면서 각 위치에서의 ASI(Axial Shape Index)를 구한다. 구한 ASI, 목표 ASI (EASI), 그리고 원자로 노심 모델과 실제 발전소의 노심과의 차이에서 발생하는 ASI(Axial Shape Index) 계산오차로부터 계산된 ASI 바이어스값(ASI_BIAS)으로부터 DASI(Difference of ASI) 값을 산출한다(제202 단계).
제202 단계 후에, 부분강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단한다(제204 단계).
만일, 제204 단계에서, 상기 부분강 제어봉 그룹이 상기 한계 이동위치에 도달하였다면, DASI값의 부호가 바뀌어지는 부분강 제어봉 그룹의 위치를 검출한다(제206 단계). 그러나, 제204 단계에서, 부분강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하지 않았다면, 부분강 제어봉 그룹을 한 스텝 이동한 다음 제202 단계부터 204단계까지 계산을 반복 수행한다.
한편, 제206 단계 후에, 전강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단한다(제208 단계).
만일, 제208 단계에서, 상기 전강 제어봉 그룹이 상기 한계 이동위치에 도달하지 않았다면, 전강 제어봉 그룹을 한 스텝 이동한 다음 제202 단계부터 제 208단계까지 계산을 반복해서 수행한다(제210 단계). 상기 전강 제어봉 그룹이 상기 한계 이동위치에 도달하였다면, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 제한된 모든 위치에서의 ASI 계산이 수행된 것이다.
제208 단계 후에, 상기 전강 제어봉 그룹이 상기 한계 이동위치에 도달하였다면, 원자로냉각재 기준온도와 평균온도의 차가 일정값 이하이거나 연소도가 일정값 이상인지를 판별한다(제212단계). 만일 원자로냉각재 기준온도와 평균온도의 차가 일정값 이상이고 연소도가 일정값 이하이면 온도편차 신호가 우선하므로 제어봉 위치조절논리를 종료한다.
그러나, 제212 단계에서, 원자로냉각재 기준온도와 평균온도의 차가 일정값 이하이거나 연소도가 일정값 이상일 경우는, DASI=0을 만족시키는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재하는가를 판단한다(제214 단계).
제214 단계 후에, 상기 DSAI=0을 만족하는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재한다면, 이 중에서 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 이동거리가 최소가 되는 위치 조합을 검출한다(제216 단계).
그러나, 제214 단계에서, DASI=0을 만족하는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재하지 않는다면, DASI를 최소로 만드는 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치를 검출한다(제218 단계).
제216 단계 또는 제218 단계 후에, 상기 검출된 위치 결과를 사용해, 도 5에 설명되어 있는 논리에 따라 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 위치를 조절함으로써 축방향 출력분포를 제어한다(제220 단계).
도 7은 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어를 전체적으로 설명하기 위한 참조도이다. 도 7은 도 3, 도 4, 및 도 5가 결합되어 있는 형태에 도 6에서 설명한 온도편차가 소정 기준치 이상이고 연소도가 일정값 이하일 때 온도편차 신호를 우선하는 논리가 추가된 형태이다. 온도편차 신호가 우선할 경우에는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절논리를 우회하게 된다.
또한, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 과정은 원자로 노심의 연소도가 일정 수준 이상에 해당하는 경우에는, 음의 반응도 계수를 갖는 냉각재 궤환 효과를 이용해, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위한 상기 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉의 삽입 및 인출을 제어한다. 또한, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위해, 상기 전강 및 부분강 제어봉 그룹을 삽입 및 인출할 때에는 전속 삽입 및 저속 인출하도록 한다.
한편, 상술한 본 발명의 방법 발명은 컴퓨터에서 읽을 수 있는 코드/명령들(instructions)/프로그램으로 구현될 수 있다. 예를 들면, 컴퓨터로 읽을 수 있는 기록 매체를 이용하여 상기 코드/명령들/프로그램을 동작시키는 범용 디지털 컴퓨터에서 구현될 수 있다. 상기 컴퓨터로 읽을 수 있는 기록 매체는 마그네틱 저장 매체(예를 들어, 롬, 플로피 디스크, 하드디스크, 마그네틱 테이프 등), 광학적 판독 매체(예를 들면, 시디롬, 디브이디 등) 와 같은 저장 매체를 포함한다.
이러한 본원 발명인 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법은 이해를 돕기 위하여 도면에 도시된 실시예를 참고로 설명되었으나, 이는 예시적인 것에 불과하며, 당해 분야에서 통상적 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점을 이해할 것이다. 따라서, 본 발명의 진정한 기술적 보호 범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.

Claims (7)

  1. 냉각재 기준온도와 냉각재 평균온도의 차이에 따라, 비례 적분 제어기를 사용해 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계; 및
    축방향 출력분포를 최적화하기 위해, 전강 제어봉 그룹 및 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 변화시키면서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계를 포함하고,
    상기 붕산수 농도를 조정하여 원자로 출력을 제어하는 단계는, 계산된 ASI(Axial Shape Index)과 측정된 ASI의 오차를 하이패스 필터를 통해 필터링한 값을 사용해, 터빈 출력의 시작하는 시점과 끝나는 시점에서 발생하는 원자로 냉각재의 평균온도의 오버슈트와 언더슈트를 완화시키는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는
    상기 전강 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉 그룹의 초기 위치를 설정하는 단계;
    상기 부분강 제어봉 그룹의 위치를 이동시키면서, 목표 ASI와 계산 ASI의 차에 해당하는 DASI(Difference of Axial Shape Index)를 산출하는 단계;
    상기 부분강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단하는 단계;
    상기 한계 이동위치에 도달하였다면, DASI의 부호가 바뀌어지는 상기 부분강 제어봉 그룹의 위치를 검출하는 단계;
    상기 전강 제어봉 그룹이 한계 이동위치에 도달하였는가를 판단하는 단계;
    상기 한계 이동위치에 도달하였다면, 원자로 냉각재 평균온도와 기준온도의 차이가 일정 온도 이하이거나, 일정 연소도 이상인가를 판단하는 단계;
    상기 냉각재 온도 차이가 일정 온도 이하이거나, 상기 일정 연소도 이상이라면, DASI=0을 만족하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재하는가를 판단하는 단계;
    만일, 상기 DASI=0을 만족하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합이 존재한다면, 최소 이동하는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합을 검출하는 단계;
    만일, 상기 DASI=0을 만족하는 부분강 제어봉 그룹이 존재하지 않는다면, DASI가 최소가 되는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치 조합을 검출하는 단계; 및
    상기 검출된 위치 결과를 사용해, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계를 포함하고,
    상기 냉각재 온도 차이가 일정 온도 이상이고, 상기 일정 연소도 이하이면, 제어봉 그룹에 대한 위치조절논리를 종료하는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
  4. 제1항에 있어서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는
    원자로 노심 모델과 실제 발전소의 노심과의 차이에서 발생하는 ASI(Axial Shape Index) 계산오차를 바이어스로 추출하여, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위한 상기 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉의 삽입 및 인출을 제어하는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
  5. 제1항에 있어서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는
    상기 냉각재 기준온도와 상기 냉각재 평균온도의 차이가 소정 기준치 이상이고, 연소도가 일정값 이하일 때, 온도편차신호를 우선하며, 상기 온도편차신호가 우선할 경우에는 전강 및 부분강 제어봉 그룹의 위치조절논리를 우회하는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
  6. 제5항에 있어서, 상기 축방향 출력분포를 제어하는 단계는
    원자로 노심의 연소도가 일정 수준 이상에 해당하는 경우에는, 음의 반응도 계수를 갖는 냉각재 궤환 효과를 이용해, 상기 축방향 출력분포를 제어하기 위한 상기 전강 제어봉 그룹 및 상기 부분강 제어봉 그룹의 삽입 및 인출을 제어하는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
  7. 제3항에 있어서, 상기 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법은
    상기 축방향 출력분포를 제어하기 위해, 상기 전강 및 부분강 제어봉 그룹을 삽입 및 인출할 때, 전속 삽입 및 저속 인출하는 것을 특징으로 하는 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR3008220B1 (fr) * 2013-07-04 2015-08-14 Areva Np Procede de pilotage en prolongation de cycle d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
CN105161143A (zh) * 2014-05-29 2015-12-16 江苏核电有限公司 一种反应堆物理启动期间增效节能的综合方法
KR20180079642A (ko) * 2017-01-02 2018-07-11 한국수력원자력 주식회사 중수발전소의 반응도 제어장치 구동설계방법

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR880002057B1 (ko) * 1980-11-03 1988-10-14 프라마톰 에씨 원자로심 내에서 제어봉 그룹의 이동에 의한 원자로 제어방법

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2639141B1 (fr) * 1988-11-14 1991-02-01 Framatome Sa Procede de pilotage de reacteur nucleaire a eau sous pression et reacteur nucleaire en faisant application
KR100443369B1 (ko) * 2001-11-23 2004-08-09 한국과학기술원 가압경수로형 원자로용 하부 치우침 강도 제어봉
KR100595820B1 (ko) * 2003-05-16 2006-07-03 한국과학기술원 가압경수로형 원자로용 축 방향 다분할 강도 제어봉
US9020090B2 (en) * 2007-08-21 2015-04-28 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Axial power distribution control method, axial power distribution control system and axial power distribution control program

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR880002057B1 (ko) * 1980-11-03 1988-10-14 프라마톰 에씨 원자로심 내에서 제어봉 그룹의 이동에 의한 원자로 제어방법

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