KR101541925B1 - 개선된 증기 덤프 제어 시스템 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 과도 현상 기간 동안에 원자로를 제어하는 방법에 관한 것이다. 이러한 방법은 온도 오차 신호와 파워 부정합 신호에 응답하여 증기 덤프 시스템을 작동시키는 것을 포함하고 있다.

Description

개선된 증기 덤프 제어 시스템{ENHANCED STEAM DUMP CONTROL SYSTEM}
본 발명은 과도 현상 기간(transient period) 동안에 원자로를 제어하는 방법에 관한 것이다. 상기 방법은 온도 오차 신호 및 파워 부정합 신호에 응답하여 증기 덤프(바이패스) 시스템을 작동시키는 것을 포함하고 있다.
전력을 생성하기 위해 사용되는 상업적인 가압수형 원자로(PWRs)에 있어서, 원자로 쿨런트 워터(reactor coolant water)(또는 1차수)가, 원자로 냉각재 시스템(또는 1차 시스템)으로 알려져 있는 폐쇄 루프에서 복수의 병렬식 증기 발생기 중 하나와 원자로 압력 용기 사이에서 재순환된다. 증기 발생기에 있어서, 1차 측(즉, 튜브 측)을 통해 흐르는 재순환 1차수의 열이 튜브의 벽을 통과하고, 2차 측(또는 쉘 측)에서 흐르는 상대적으로 저온인 2차수에 의해 흡수된다. 전달된 열은 2차 측에서 약 500 ℉ 이상의 온도 및 약 800 psi의 압력에서 증기를 발생시킨다. 증기는 증기 발생기로부터 전력을 발생시키는 터빈으로 유동한다. 터빈으로부터의 배기 증기는 응축되어, 공급수로서 증기 발생기로 재순환된다.
원자로 파워가 증가하면 원자로 쿨런트 워터로의 열전달 비율이 증가하게 되고, 이로 인하여 2차수로의 열전달 비율이 증가하여 전력으로의 전환을 위한 터빈 으로 공급되는 증기가 더 많아지게 될 수 있다. 반대로, 적은 전력이 필요하다면, 터빈의 전력 요구가 감소하게 된다. 터빈으로의 증기 유동이 감소하고, 터빈이 2차수로 전달되는 더 적은 증기를 이용한다. 증기 유동이 감소할 때 더 적은 증기가 2차 측으로부터 인출되기 때문에, 증기 발생기 2차 측의 온도 및 압력은 상승할 수 있다. 증기 발생기에서 1차수로부터 2차수로 더 적은 열이 전달될 수 있기 때문에, 2차수 온도의 이러한 상승의 효과는 원자로 쿨런트 워터에 반영된다. 결과적으로, 원자로 쿨런트 워터의 온도 및 압력을 모두 상승시킬 수 있다.
소정 기간에 걸친 터빈 파워의 감소는 당업계에서 부하 차단(load rejection)으로 불리운다. 부하 차단이, 로드 제어 시스템과 증기 덤프 시스템과 같은 원자로 조절 시스템이 파워의 변화에 충분하게 신속하게 보상할 수 없고, 1차수의 온도와 압력이 제어불가능하게 증가하는 것이라면, 보호 시스템은 원자로를 중단시키거나 및/또는 증기 안전 밸브를 개방하여 1차 및 2차 시스템에서의 과압을 회피하도록 작동된다.
증기 덤프 밸브는 터빈 및 원자로와 연계하여 작동하여, 1차 및 2차 시스템에서의 과도한 압력을 방지할 수 있고, 이에 의해 원자로가 부분적인 또는 완전한 부하 차단 과도 현상 중에도 작동 상태에 있을 수 있다. 증기 덤프 밸브는 시스템으로부터 과도한 증기를 제거하도록 작동된다. 증기 덤프 밸브는 원자로 냉각재 평균 온도(Tavg)가 확립된 설정 온도 또는 기준 온도를 초과하면 작동될 수 있다.
부하 차단이 조작자 또는 자동 신호에 의해 개시될 수 있다. 50%의 부하 차 단이 상업적인 가압수형 원자로의 설계 기본 요건이다. 이러한 상황에서, 터빈 파워는 100% 파워에서 50% 파워까지 감소하고, 원자력, 즉 원자로 압력 용기에 의해 발생되는 파워는 초기에 100%로 유지된다. 원자력은 터빈 파워보다 크기 때문에, 원자로 냉각재 평균 온도와 압력이 상승하게 될 것이다. 로드 제어 시스템은 로드를 삽입하여 원자력을 감소시키지만, 원자력을 감소시키는 데에는 소정의 시간이 걸릴 것이다. 따라서, 증기 덤프 밸브의 개방은 추가의 원자력을 빠르게 소산시킬 수 있고, 이에 의해 원자로 쿨런트 워터의 온도 및 압력의 상승을 완화시키거나 방해할 수 있다.
100% 파워에서 가변 온도 작동을 수행하는 소정의 핵 발전소가 있는데, 이는 핵 발전소가 일반적인 값보다 낮은 원자로 냉각재 평균 온도(Tavg)에서 작동한다는 것을 의미한다. 낮은 Tavg에서의 작동은 증기 덤프 용량을 감소시킬 수 있고, 이에 따라 부하 차단 과도 현상을 지속시키는 핵 발전소의 능력을 제한할 수 있다. 핵 발전소가 낮은 Tavg에서 작동되면, 공칭 증기 압력이 낮아진다. 이러한 낮은 증기 압력은 과도 현상의 초기 단계에서 증기 덤프 용량을 감소시킬 수 있다. 현재에는, 이것은 증기 덤프 제어기의 데드밴드와 비례밴드를 수정함으로써 해결될 수 있다. 이러한 해결 방안의 하나의 불리한 점은 이것은 1차 측 및 2차 측 파라미터 변동을 가져올 수 있다는 것이다.
따라서, 과도 현상 동안에 원자로를 제어하는 방법을 제공하는 종래 기술에는 개선의 여지가 있고, 원자로는 낮은 원자로 냉각재 평균 온도에서 작동되는 반 면, 증기 덤프 시스템의 용량을 유지시켜 신속한 초기 릴리프를 제공함으로써 원자로 정지를 회피하여 플랜트 작동 성능을 개선한다.
본 발명의 목적은 Tavg(Tref)에 기초한 온도 오차 신호에 추가하여 (원자로 파워와 터빈 파워 사이에서의) 파워 부정합에 비례하는 온도 오차 신호를 도입하여 조합된 온도 에러 신호에 응답하여 증기 덤프 시스템을 작동시킴으로써, 과도 현상 동안에 원자로를 제어하기 위한 방법을 제공하는 것이다.
원자력 발전에 대한 상업적인 가압수형 원자로에 있어서, 증기 덤프 시스템의 증기 덤프 밸브는 실제 원자로 냉각재 평균 온도(Tavg)가 확립된 기준 온도설정점(Tref)을 초과하기 때문에 개방되는 것으로 알려져 있다. Tavg가 Tref를 초과하는 양은 온도 오차로 지칭된다. 그러나, 핵 발전소가 낮은 Tavg에서 작동될 때, 부하 차단 과도 현상과 같은 과도 현상의 초기 시작 또는 초반부에는 Tref를 초과할 수 없다. 따라서, 추가의 원자력을 소산시키기 위해 증기 덤프 밸브를 개방하는 신호가 발생하지 않을 것이고, 밸브는 이러한 과도 현상의 초기 또는 초반 동안에 개방되지 않을 것이다. 증기 덤프 밸브가 개방되지 않고 추가의 원자력이 소산되지 않는 결과로서, 핵 발전소의 연속적인 작동성이 위태롭게 될 수 있다.
본 발명의 일 양태로서, 과도 현상 동안에 원자로를 제어하기 위한 방법이 제공된다. 이러한 방법은 원자로 냉각재 평균 온도가 기준 온도를 초과하는 양에 기초하여 제 1 온도 오차 신호를 발생시키는 단계와, 터빈 파워가 감소하고, 터빈 파워가 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 원자로의 파워에 대해 변화되는 때에 제공되는 파워 오차 신호에 기초하여 제 2 온도 오차 신호를 발생시키는 단계와, 상기 온도 오차 신호들을 합산하여 밸브 제어 신호를 발생시키는 단계와, 상기 밸브 제어 신호에 응답하여 증기 덤프 시스템을 작동시키는 단계를 포함하고 있다.
본 발명의 다른 양태로서, 과도 현상에 대한 원자로의 반응을 제어하기 위한 증기 덤프 제어 시스템이 제공된다. 상기 제어 시스템은 밸브를 개방시키도록 작동가능한 포지셔너를 구비하는 적어도 하나의 증기 덤프 밸브를 포함하고 있다. 또한, 원자로 냉각재의 평균 온도를 계측하고 냉각재의 평균 온도가 기준 온도를 초과할 때에 온도 오차 신호를 제공하는 냉각재 센서 시스템과, 원자로의 파워와 상기 원자로의 파워에 의해 유도되는 터빈의 파워를 계측하고, 터빈의 파워가 감소되고 터빈의 파워가 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 원자로의 파워에 대해 변화되는 때에 파워 오차 신호를 제공하는, 원자력 플랜트 파워 검지 시스템과, 상기 밸브 포지셔너를 제어하는 밸브 제어 신호를 생성하도록 온도 오차 신호와 파워 오차 신호를 조합하기 위해, 상기 냉각재 센서 시스템과 상기 원자력 플랜트 파워 검지 시스템으로부터의 입력을 구비하는 제어 수단을 더 포함하고 있다.
본 발명의 또 다른 양태에 있어서, 원자로 내의 증기 발생기의 2차 측으로부터 증기를 소산시키는 방법이 제공된다. 이러한 방법은 원자로 파워와 터빈 파워를 계측하는 단계와, 원자로 냉각재 평균 온도와 기준 온도를 계측하는 단계와, 상기 원자로 파워와 상기 터빈 파워에 기초하여 오차를 발생시키는 단계와, 상기 원 자로 냉각재 평균 온도와 상기 기준 온도에 기초하여 오차를 발생시키는 단계와, 상기 증기를 소산시키기 위해 적어도 하나의 증기 덤프 밸브를 개방하는 신호를 발생시키도록 상기 오차를 합산하는 단계를 포함하고 있다.
본 발명에 따르면, Tavg(Tref)에 기초한 온도 오차 신호에 추가하여 (원자로 파워와 터빈 파워 사이에서의) 파워 부정합에 비례하는 온도 오차 신호를 도입하여 조합된 온도 에러 신호에 응답하여 증기 덤프 시스템을 작동시킴으로써, 과도 현상 동안에 원자로를 제어하기 위한 방법을 제공할 수 있다.
특허청구범위에 기재되어 있는 본 발명은 단지 예로서 이하의 소정의 바람직한 실시예의 상세한 설명과 첨부 도면으로부터 더 명백해질 것이다.
본 발명에 있어서, Tavg에 기초한 온도 오차와 파워 부정합의 비율에 기초한 온도 오차의 조합에 근거하여, 증기 덤프 시스템이 작동되고, 증기 덤프 밸브가 개방된다. 본 명세서 및 청구범위에서 사용되고 있는 바와 같이, 원자로 파워에 대한 터빈 파워 또는 파워 부정합을 설명하기 위해 사용될 때 용어 "비율(rate)"은 특정 또는 미리 선택된 기간에 걸친 터빈 파워의 변화(예를 들어, 터빈 파워가 감소할 때)를 의미한다. 예를 들어, 터빈이 50% 파워로 작동하고 원자로 압력 용기가 100% 파워를 발생시킬 때, 원자력이 터빈 파워 50%를 초과하게 즉, 파워 부정합이 50%로 된다. 터빈 파워에 감소가 발생하게 되는 기간에 의존하여, 파워 부정합 에 기초하는 온도 오차가 발생될 수 있다.
증기 덤프 밸브는, 터빈 파워가 특정된 또는 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 원자로 파워에 대한 터빈 파워의 변화에 기초하여 감소될 때 장전(예를 들어, 작동 준비)될 것이다. 예를 들어, 소정의 핵 발전소에서, 증기 덤프 밸브는 터빈 파워 스텝이 특정 시간에 걸쳐 적어도 10% 감소하면 장전된다. 이러한 특성은 인터로크(interlock)로 지칭되고, 증기 덤프 밸브가 불필요하게 개방되는 것을 방지한다. 이러한 인터로크 기준은 플랜트 특정식이고, 따라서 핵 발전소마다 변화될 수 있다.
또한, 터빈이 100% 파워에서 작동되고 원자로 압력 용기가 50% 파워를 발생시키는 가상의 과도 현상에 있어서, 원자력은 터빈 파워를 초과하지 않으므로, 파워 부정합에 기초한 온도 오차는 발생하지 않게 된다.
원자로 파워는 원자로 압력 용기 외부에 위치하는 노외 계측기를 사용하여 측정된다. 본 명세서에서, "원자로 파워(Nuclear reactor power)"는 "원자력(nuclear power)"으로도 불리운다. 원자로 파워는 퍼센트 값으로 표현된다. 터빈 파워는 터빈의 임펄스 챔버 내의 증기 압력을 계측함으로써 측정된다. 터빈 임펄스 압력값은 퍼센트 파워값에 대응하거나 연관이 있을 수 있다. 예를 들어, 800psi의 터빈 임펄스 압력은 100%의 터빈 파워에 대응하고, 400psi의 터빈 임펄스 압력은 50%의 터빈 파워에 대응한다.
본 명세서와 특허청구범위에 사용되고 있는 바와 같이, "증기 덤프 시스템(steam dump system)"과 "증기 덤프 제어 시스템(steam dump control system)"은 "증기 바이패스 시스템(steam bypass system)"과 "증기 바이패스 제어 시스템(steam bypass control system)"으로 각각 지칭될 수도 있다. 또한, "증기 덤프 밸브(steam dump valve)"는 가압수형 원자로의 증기 덤프 제어 시스템 및/또는 증기 덤프 밸브 시스템에 일반적으로 위치하는 증기 덤프 밸브를 의미하고, 응축기 증기 덤프 밸브 또는 대기 증기 덤프 밸브를 포함할 수 있다.
오직 Tavg와 Tref 사이의 차이에 근거하는 온도 오차가 본 명세서에서 이미 언급한 바와 같이 증기 덤프 밸브를 개방시키는 오차 신호를 발생시키기 위해 통상적으로 사용된다. 핵 발전소가 원자로의 냉각재의 평균 온도를 계측하고 냉각재의 평균 온도가 기준 온도를 초과할 때 온도 오차 신호를 제공하는 냉각재 센서 시스템을 포함할 수 있다.
본 발명에 있어서, 파워 부정합 및 Tavg에 기초하는 온도 오차의 조합 예를 들어, 합산은, 부하 차단과 같은 과도 현상에 응답하여 증기를 신속하게 초기에 소산시키기 위해 증기 덤프 밸브를 개방하도록 증기 덤프 시스템을 작동시키는 밸브 제어 신호와 같은 신호를 발생시키는 데에 사용된다. 각 증기 덤프 밸브는 밸브 제어 신호에 응답하여 밸브를 개방하도록 작동가능한 포지셔너를 포함할 수 있다. 또한, 핵 발전소는 원자로 파워와 원자로 파워에 의해 유도되는 터빈의 파워를 계측하고 터빈 파워가 감소하고 터빈 파워가 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 원자로 파워에 대해 변화할 때 파워 오차 신호를 제공하는 파워 검지 시스템을 포함할 수 있다. 핵 발전소는 또한, 밸브 포지셔너를 제어하는 밸브 제어 신호를 생성 하도록 온도 오차 신호와 파워 오차 신호를 조합하기 위해, 상기 냉각재 센서 시스템과 상기 원자력 플랜트 파워 검지 시스템으로부터의 입력을 구비하는 제어 수단을 포함할 수 있다.
도면을 상세하게 특히 도 1을 참조하면, 제어 시스템을 구비한 상업적인 가압수형 원자로(PWR)의 증기 발생기가 도시되어 있는데, 상기 제어 시스템은 가압수형 원자로가 전력을 발생시킬 때 본 발명의 바람직한 실시예에 채택될 수 있다. 증기 발생기(1)는 튜브(2)로 표현된 튜브 다발 내의 수천개의 세경 튜브를 구비하며, 이것은 도시되어 있는 바와 같이 튜브 시트(6) 위로 연장되는 U자형 튜브이거나, 2 개의 튜브 시트 사이에서 연장되는 직선형 튜브일 수 있다. 원자로 압력 용기(도시되어 있지 않음)로부터의 1차수는 하측 반구형 헤드에서의 입구 노즐(4)을 통해 증기 발생기(1)의 1차 측으로 흐르고, 튜브 시트 내의 튜브(2)를 통과하여, 출구 노즐(8)을 통해 증기 발생기(1) 외부로, 그리고 원자로 압력 용기로 복귀한다. 증기 발생기(1)의 2차 측에서는, 전력을 발생시키기 위해 증기가 발생되어 증기 라인(12)과 메인 증기 밸브(14)를 통해 터빈(도시되어 있지 않음)으로 흘러 나간다. 터빈으로부터 배기되는 저압의 증기가 응축되고, 이어서 메인 급수 펌프(15)에 의해 급수 라인(16)을 통해 증기 발생기(1)로 복귀하도록 펌핑된다.
본 발명의 실시예에 있어서, 증기 발생기(1)의 2차 측 주변에서 선택된 공정 변수를 계측한다. 이러한 센서는 전기 저항 레벨 인디케이터, 벤츄리 계측기, 초음파 유동 계측기 등 일 수 있다. 터빈 임펄스 압력과 같은 공정 변수를 계측하도록 센서(도시되어 있지 않음)가 채택될 수 있다. 계측된 공정 변수에 기초하여 제 어 시스템(17)에 처리 신호를 보내도록 변환기(도시되어 있지 않음)가 채택될 수 있다.
도 2를 참조하면, 증기 덤프 시스템(21)은 4 열의 밸브로 구성되어 있다. 증기 발생기(1)로부터 빠져나가는 증기 라인(12)은 입력으로서 터빈(31)에 전달될 수 있다. 대안으로서, 밸브는 터빈(31)으로부터 응축기(33)로 증기 라인(12)을 우회시킬 수 있다. 이러한 밸브는 일반적으로 최대 부하 증기 압력에서 최대 부하 터빈 증기 유동의 40%의 총용량을 갖는다. 밸브는 메인 증기 스탑 밸브(27)의 하류에 있는 증기 라인(12)으로부터 유동을 수용한다. 응축기 증기 덤프 밸브(29) 및 대기 증기 덤프 밸브(도시되어 있지 않음)와 같은 증기 덤프 밸브는 2 가지의 작동 모드, 즉 (i) 부하 차단 모드 및 (ii) 원자로 정지(reactor trip) 모드를 갖고 있다.
원자로 정지 신호에 응답하여, 모든 증기 덤프 밸브는 완전히 개방되어 본질적으로 즉시 증기를 소산시킨다. 원자로는 부하가 걸리지 않는 상태가 된다. 증기 덤프 밸브는 Tavg(냉각재 평균 온도)와 Tno-load (무부하 상태의 냉각재 온도)사이의 차이에 근거하여 개방된다. 이러한 온도 오차의 크기에 근거하여, 증기 덤프 밸브는 정지 개방(trip open)되거나, 조절 개방될 수 있다. 이러한 작동 모드는 당업계에서 통상적인 것이다.
부하 차단 과도 현상에 응답하여, 밸브가 개방되는 (즉, 부분적으로 또는 완전하게) 위치 및 밸브가 얼마나 신속하게 (즉시 또는 천천히) 개방되는 가는 발생된 온도 오차 신호의 크기에 따라 달라진다. 통상적으로, 온도 오차는 오직 Tavg에 근거한다. 본 발명에 있어서는, 총 온도 오차는 Tavg 및 파워 부정합에 근거한다. 부하 차단 제어기가 데드밴드(dead-band) 및 비례 밴드(proportional band)를 구비하도록 제공된다. 데드 밴드 크기는 예를 들어 2도 내지 5도 일 수 있다. 만약, 온도 오차가 데드밴드의 크기보다 작다면, 증기 덤프 밸브는 개방되지 않을 것이다. 비례 오차 크기는 플랜트마다 변화하고, 100% 파워에서의 공칭 Tavg 및 무부하의 Tavg에 따라 달라진다. 예를 들어, 소정의 핵 발전소에서, 비례 온도 오차는 16도 일 수 있고, 4 개의 열의 증기 덤프를 제어할 수 있다. 본 예에서 데드밴드가 2도이고, 온도 오차가 18도를 초과한다면, 모든(4개의 열) 증기 덤프 밸브는 본질적으로 즉시 완전히 개방될 것이다. 증기 덤프 밸브가 본질적으로 완전히 개방되는 온도를 정지 개방 설정점(trip open setpoint)이라고 지칭할 수 있다. 그러나, 총 온도 오차가 단지 6도라면, 제 1 열의 밸브는 3 초의 기간에 걸쳐 0%부터 100%까지 정지 개방될 수 있다. 만약, 예를 들어 총 온도 오차가 단지 4도이라면, 제 1 열의 밸브가 10 초의 기간에 걸쳐 완전 개방의 단지 50%만 개방될 수 있다. 또한, 예를 들어, 총 온도 오차가 8도라면, 제 1 열의 밸브는 3 초 이내에 완전히 개방될 수 있고, 제 2 열의 밸브는 10 초의 기간에 걸쳐서 완전 개방의 50% 위치까지 개방될 것이다. 본 명세서에서 지정된 정지 개방 설정점은 본 명세서에서 단지 예시적인 목적으로 제공된다. 정지 개방 설정점은 플랜트 특정식으로 측정되고, 이에 따라 핵 발전소마다 달라질 수 있다. 또한, 증기 덤프 밸브의 열의 개수는 플랜트 특정식이고, 이에 따라 역시 다양한 핵 발전소 사이에서 변화될 수 있다.
부하 차단 작동 모드에 있어서, 조절 신호가 밸브 포지셔너(valve positioner)에 송신되고, 덤프 밸브 위치는 조절 신호의 크기에 따라 달라진다. 덤프 밸브는 일반적으로 한 번에 일렬씩 조절된다. 예를 들어, 핵 발전소가 4 개의 열의 밸브를 구비하는 경우, 제 2 열의 밸브는 제 1 열의 밸브가 신호를 수신하여 완전히 개방되도록 조정될 때까지 조절 개방을 시작하지 않는다. 밸브가 폐쇄되도록 조절하는 순서는 개방 순서의 반대이다. 예를 들어, 제 4 열의 밸브가 개방되는 것은 제 1 열의 밸브가 폐쇄되는 것이고, 제 3 열의 밸브는 제 4 열의 밸브가 폐쇄 신호를 수신한 후에 폐쇄되기 시작한다. 제 1 열의 밸브가 조절 개방되는 것은 제 1 열의 밸브가 정지 개방되는 것이다. 제 2 열의 밸브가 조절 개방되는 것은 제 2 열의 밸브가 정지 개방되는 것이다. 제 1 열의 밸브는 쿨다운 덤프 밸브(cooldown dump valve)로 구성될 수 있다.
본 발명에 있어서, 증기 덤프 밸브를 개방하기 위해 사용되는 온도 오차는 파워 부정합에 기초하여 발생되는 온도 오차와 Tavg에 기초하는 통상적인 온도 오차로 인하여 증가할 수 있다. 따라서, 총 온도 오차로 인하여, 증기 덤프 밸브는 부하 차단 과도 현상 동안에 더 빨리 더 완전히 개방되어 발생되는 통상적인 Tavg 온도 오차와 비교할 때 과도 현상 초기에 증가된 증기 릴리프 용량을 제공할 수 있다.
증기 덤프 제어 시스템은 원자로 정지를 유발하지 않고 원자력 발전소가 급작스런 50% 부하 손실을 수용하게 할 수 있다. 통상적으로, 이러한 부하 손실에 응답하여, 원자력은 로드를 삽입하고 증기 덤프 밸브를 사용하여 잉여 에너지를 제거함으로써 감소된다. Tavg 및 Tref 값에 근거하여, 증기 덤프 밸브는 부하 차단에 후속하는 잔류 열과 저장된 에너지를 제거하고, 로드 제어 시스템과 함께 핵 발전소를 증기 발생기 안전 밸브의 작동 또는 원자로 정지없이 평형 상태로 만든다. 다양한 인터로크(interlock)가 증기 덤프 밸브의 부주의한 작동 가능성을 최소화시킨다.
도 3을 참조하면, 부하 차단과 같은 과도 현상의 개시에 응답하여 증기 덤프 밸브를 개방하도록, Tavg에 기초하는 온도 오차와 소정 시간에 걸친 파워 부정합에 기초하는 온도 오차의 측정 및 사용을 도시하고 있는 개략적인 선도가 제공되어 있다. 터빈 임펄스 압력(41) 계측 및 원자력(43) 계측은 파워 부정합(35) 예를 들어, 부하의 손실이 발생하였는지를 판단하기 위해 사용된다. 앞서 지적한 바와 같이, 터빈 임펄스 압력(41)은 터빈의 임펄스 챔버에서 계측된 증기 압력으로부터 유도되며, 원자력(43)은 원자로 압력 용기 외부체 위치하는 노외 계측기(ex-core detector)를 사용하여 계측된다. 터빈 임펄스 압력(41)은 터빈 파워값에 대응한다. 원자력(43)으로부터 터빈 파워를 뺀다. 터빈 파워가 원자력(43)을 초과하여 음(-)의 결과가 나온다면, 파워 부정합에 기초한 어떠한 온도 오차도 발생되지 않는다. 그러나, 원자력(43)이 터빈 파워를 초과하여 양(-)의 값이 나온다면, 터빈 파워(41)가 감소되는 시간 길이에 따라(예를 들어, 미리 선택된 비율과 비교하여 원자력(43)에 대해 터빈 파워(41)가 변화하는 비율), 파워 부정합(35)에 기초한 온 도 오차(38)가 발생될 수 있다. 시간당 터빈 감소 퍼센트가 특정 온도 오차를 나타낸다. 파워/시간 값에 대응하는 온도 오차는 플랜트 특정식으로 측정되며, 이에 따라 플랜트마다 달라지게 된다. 파워/시간과 온도 오차 사이의 상호 관계는 소정의 플랜트의 구성에 기초하여 측정되며, 이에 따라 종종 시간은 핵 발전소의 분석 및 모델링에 영향을 미친다. 예를 들어, 단지 예시로서, 50%의 부하 차단에 대해, 터빈 파워는 15초의 시간이 지나면 50%까지 감소되고, 파워 오차(예를 들어, 게인)는 16도의 온도 오차(38)를 만들어 내도록 조절될 수 있다.
또한, 도 3에서는, 핫 레그 온도(hot leg temperature)(THL)(32) 및 콜드 레그 온도(cold leg temperature)(TCL)(34)가 측정되고, Tavg(48)를 계산하기 위해 입력된다. 터빈 임펄스 압력(41)은 Tref(44) 값을 측정하기 위해 사용된다. Tavg(48) 및 Tref(44)는 서메이터(summator)(46)에서 조합되며, 여기서 Tavg(48)로부터 Tref(44)를 감하게 된다. Tavg(48)가 Tref(44)를 초과하여 온도 차이가 양이라면, 온도 오차(50)가 발생한다. Tref(44)가 Tavg(48)를 초과하여 온도 차이가 음이라면, 온도 오차는 발생하지 않는다. 온도 오차(50)는 Tavg(48)가 Tref(44)를 초과하는 양을 나타낸다. Tavg와 Tref에 기초하는 온도 오차(50)와, 원자력과 터빈 파워에 기초하는 파워 부정합 온도 오차(38)는 서메이터(40)에서 더해진다. 최종 온도 오차는 밸브 제어 신호와 같은 신호를 발생시키기 위해 사용되는데, 이러한 신호에 의해, 2차 측에서의 증기 축적이 소산될 수 있도록 증기 덤프 시스템의 작동 및 증기 덤프 밸 브의 개방이 초기에 신속하게 가능하게 된다.
Tavg 온도 오차에 더하여 파워 부정합 온도 오차를 사용하면, 단지 Tavg 온도 오차가 사용된 것(즉, 파워 부정합 온도 오차를 사용하지 않음)보다 더 낮은 Tavg에서 증기 덤프 밸브가 개방될 수 있다. 도 4에 도시되어 있는 바와 같이, Tavg는 부하 차단 동안에 증가하게 될 것이다. 예를 들어, 부하 차단은 100%부터 50%까지의 터빈 파워의 감소를 포함할 수 있고, 반면에 원자력은 초기에 100%로 유지된다. 원자로 파워가 터빈 파워를 초과하기 때문에, Tavg는 증가할 것이다. 로드 제어 시스템은 로드를 삽입시켜 Tavg가 Tref를 초과하는 양에 기초한 원자력을 감소시킬 것이다. 그러나, 로드가 부하의 손실을 완화시키고 원자력을 감소시키는 데에는 소정의 시간이 걸리기 때문에, 잉여 파워는 증기 덤프 밸브를 개방시킴으로써 소산될 수 있다. 증기 덤프 밸브의 개방은 Tavg의 증가를 최소화시킨다. 도 4에 도시되어 있는 바와 같이, 증기 덤프 밸브가 오직 Tavg와 Tref 사이의 온도 오차에만 기초하여 개방되도록 종래 기술의 증기 덤프 시스템 작동으로 최대 578.1 ℉까지 Tavg가 증가한다. 또한, 도 4에는, 증기 덤프 밸브가 Tavg 온도 오차에 더하여 파워 부정합 온도 오차에 기초하여 개방되도록, 본 발명에 따른 증기 덤프 시스템 작동으로 최대 574.8 ℉까지 Tavg가 증가한다. 더 낮은 Tavg 온도 증가는 작동 마진을 제공하고, Tavg에 기초하는 정지 기능을 완화시킬 것이다.
도 5에 도시되어 있는 바와 같이, 원자로 냉각재 시스템 압력은 부하 차단 동안에 증가하게 될 것이다. 부하 차단에 의해 터빈이 100%에서 50%까지와 같이 파워가 감소하게 되는 반면, 원자력은 초기에 100%로 유지된다. 원자로 파워가 터빈 파워를 초과하기 때문에, 원자로 냉각재 시스템의 압력은 증가할 것이다. 앞서 언급한 바와 같이, 로드 제어 시스템은 원자력을 감소시키기 위해 로드를 삽입하지만, 로드가 부하 손실을 완화시키고 원자력을 감소시키기 위해서는 소정 시간이 걸리게 되고, 따라서 증기 덤프 밸브를 개방함으로써 잉여 파워가 빠르게 소산될 수 있다. 증기 덤프 밸브의 개방은 원자로 냉각재 압력 증가를 최소화시킨다. 도 5에서, Tavg와 Tref 사이의 온도 오차에만 기초하여 증기 덤프 밸브가 개방되도록 종래 기술의 증기 덤프 시스템 작동으로 원자로 냉각재 압력은 최대 2367 psia 까지 상승한다. 또한, 도 5에는 Tavg 온도 오차에 더하여 파워 부정합 온도 오차에 기초하여 증기 덤프 밸브가 개방되도록, 본 발명에 따른 증기 덤프 시스템 작동으로 원자로 냉각재 압력이 최대 2311 psia까지 상승한다. 더 낮은 압력 상승은, 증기 덤프 밸브가 개방됨에 따라 압력 릴리프 밸브/증기 안전 밸브가 개방될 필요성이 제거되기 때문에, 원자로 냉각재 압력의 측면에서 작동 마진을 제공한다.
본 발명에 있어서, 파워 부정합 오차 및 온도 오차의 합계는 증기 덤프 밸브를 개방하기 위해 사용된다. 일반적으로, 밸브의 개방(및 폐쇄)는 밸브 포지셔너를 통해 조절된다. 응축기가 사용가능하지 않다면 즉, 진공이 존재하지 않고 순환수가 사용가능하지 않다면, 증기 덤프 밸브는 개방되지 않는다. 증기 덤프 밸브로 공급되는 공기는 높은 응축기 압력 또는 모든 순환수의 손실로 차단된다.
본 발명의 특정 실시예를 자세히 설명하였지만, 당업자라면 본 개시 내용의 모든 교시에 비추어 특정 실시예에 대한 다양한 변형예 및 수정예가 개발될 수 있음을 이해할 것이다. 따라서, 개시된 특정 구성은 단지 예시적인 것이고, 첨부된 청구범위의 전체 범위와 그것의 균등물로 제시된 본 발명의 보호범위를 제한하는 것을 의미하는 것은 아니다.
도 1은 상업적인 가압수형 원자로 증기 발생기에 대한 개략도,
도 2는 증기 덤프 시스템에 대한 개략도,
도 3은 증기 덤프 제어 시스템의 본 발명의 실시예에 대한 개략적인 순서도,
도 4는 점선으로 도시되어 있는 종래 기술의 방법과 비교하여, 실선으로 도시되어 있는 본 발명의 방법으로부터 기인하는 부하 차단 과도 현상 동안의 평균 온도의 예시적인 비교에 대한 그래프,
도 5는 점선으로 도시되어 있는 종래 기술의 방법과 비교하여, 실선으로 도시되어 있는 본 발명의 방법으로부터 기인하는 부하 차단 과도 현상 동안의 가압기 압력의 예시적인 비교에 대한 그래프.
<도면의 주요부분에 대한 부호의 간단한 설명>
1 : 증기 발생기 2 : 튜브
4 : 입구 노즐 6 : 튜브 시트
8 : 출구 노즐 12 : 증기 라인
14 : 메인 증기 밸브 15 : 메인 급수 펌프
16 : 급수 라인 27 : 메인 증기 스탑 밸브
29 : 응축기 증기 덤프 밸브 31 : 터빈
33 : 응축기

Claims (20)

  1. 부하 차단(load rejection)의 과도 현상(transient) 동안에 원자로를 제어하는 방법으로서, 상기 원자로는 핫 레그 온도 Thot과 콜드 레그 온도 Tcold를 가지는 원자로 냉각재 시스템을 포함하고, 터빈은 임펄스 챔버를 가지며, 증기 덤프 시스템은 증기 덤프 밸브를 가지는, 원자로 제어 방법에 있어서,
    원자로 냉각재 평균 온도가 기준 온도를 초과하는 양에 기초하여 제 1 온도 오차 신호를 발생시키는 단계로서, 상기 원자로 냉각재 평균 온도는 Thot과 Tcold의 평균으로부터 정해지고, 상기 기준 온도는 상기 터빈의 상기 임펄스 챔버에서 측정된 압력으로부터 정해지는, 상기 단계와,
    상기 터빈의 파워 레벨이 감소하고, 상기 원자로의 파워 레벨이 상기 터빈의 파워 레벨을 초과할 때에 제공되는 파워 오차 신호에 기초하여 제 2 온도 오차 신호를 발생시키는 단계와,
    상기 온도 오차 신호들을 합산하여 상기 증기 덤프 밸브를 위한 밸브 제어 신호를 발생시키는 단계와,
    상기 밸브 제어 신호에 응답하여 증기 덤프 시스템을 작동시키는 단계를 포함하는
    원자로 제어 방법.
  2. 삭제
  3. 삭제
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 터빈 파워는 터빈의 임펄스 챔버 내부에서 계측된 증기 압력에 기초하는
    원자로 제어 방법.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 부하 차단은 50%인
    원자로 제어 방법.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 밸브 제어 신호는 밸브 포지셔너(valve positioner)를 제어하는
    원자로 제어 방법.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 밸브 포지셔너는 상기 증기 덤프 시스템의 증기 덤프 밸브의 개방을 가능하게 하는
    원자로 제어 방법.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 증기 덤프 밸브는 응축기 덤프 밸브와 대기 증기 덤프 밸브로 이루어진 군으로부터 선택되는
    원자로 제어 방법.
  9. 제 7 항에 있어서,
    상기 증기 덤프 밸브는 적어도 4개 열(bank)의 밸브를 포함하는
    원자로 제어 방법.
  10. 삭제
  11. 삭제
  12. 과도 현상에 대한 원자로의 반응을 제어하기 위한 증기 덤프 제어 시스템에 있어서,
    적어도 하나의 증기 덤프 밸브로서, 상기 밸브를 개방하도록 작동가능한 포지셔너를 구비하는, 상기 적어도 하나의 증기 덤프 밸브와,
    원자로 냉각재의 평균 온도를 계측하고, 냉각재의 평균 온도가 기준 온도를 초과할 때에 온도 오차 신호를 제공하는 냉각재 센서 시스템과,
    원자로의 파워와, 상기 원자로의 파워에 의해 구동되는 터빈의 파워를 계측하고, 터빈의 파워가 감소되고 터빈의 파워가 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 원자로의 파워에 대해 변화되는 때에 파워 오차 신호를 제공하는 원자력 플랜트 파워 검지 시스템과,
    상기 밸브 포지셔너를 제어하는 밸브 제어 신호를 생성하도록 온도 오차 신호와 파워 오차 신호를 조합하기 위해, 상기 냉각재 센서 시스템과 상기 원자력 플랜트 파워 검지 시스템으로부터의 입력을 구비하는 제어 수단을 포함하는
    증기 덤프 제어 시스템.
  13. 제 12 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압수형 원자로인
    증기 덤프 제어 시스템.
  14. 제 12 항에 있어서,
    상기 증기 덤프 밸브는 응축기 덤프 밸브와 대기 증기 덤프 밸브로 이루어진 군으로부터 선택되는
    증기 덤프 제어 시스템.
  15. 제 12 항에 있어서,
    서메이터(summator)가 상기 온도 오차 신호와 상기 파워 오차 신호를 합산하기 위해 제공되는
    증기 덤프 제어 시스템.
  16. 부하 차단의 과도 현상에 대한 원자로의 응답을 제어하기 위한 시스템에 있어서,
    상기 원자로의 냉각재의 평균 온도를 계측하고 냉각재의 평균 온도가 기준 온도를 초과할 때 온도 오차를 발생시키는 냉각재 센서 시스템과,
    상기 원자로의 파워와 터빈의 파워를 계측하고, 상기 터빈의 파워가 감소되고 상기 터빈의 파워가 미리 선택된 비율을 초과하는 비율로 상기 원자로의 파워에 대해 변화할 때 파워 오차를 발생시기는 파워 검지 시스템과,
    상기 파워 오차를 대응하는 온도 오차로 변환하는 변환 수단과,
    상기 냉각재 센서 시스템으로부터의 온도 오차와 상기 파워 검지 시스템으로부터의 파워 오차에 대응하는 온도 오차를 더하여 합산 온도 오차를 발생시키는 서메이터(summator)와,
    상기 합산 온도 오차에 기초하여 밸브 제어 신호를 제공하는 제어 수단과,
    상기 밸브 제어 신호를 받는대로 개방되도록 작동가능한 적어도 하나의 증기 덤프 밸브를 포함하는
    원자로 응답 제어 시스템.
  17. 제 16 항에 있어서,
    상기 원자로는 핫 레그 온도 Thot과 콜드 레그 온도 Tcold를 가지는 원자로 냉각재 시스템을 포함하고, 상기 평균 온도는 Thot과 Tcold의 평균으로부터 정해지는
    원자로 응답 제어 시스템.
  18. 제 16 항에 있어서,
    상기 원자로는 임펄스 챔버를 가지는 터빈을 포함하며, 상기 기준 온도는 상기 터빈의 상기 임펄스 챔버에서 측정된 압력으로부터 정해지는
    원자로 응답 제어 시스템.
  19. 제 16 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 증기 덤프 밸브는 밸브 포지셔너(valve positioner)를 가지며, 상기 밸브 포지셔너는 상기 적어도 하나의 증기 덤프 밸브의 개방을 가능하게 하는
    원자로 응답 제어 시스템.
  20. 삭제
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