KR101629535B1 - 노심내 기구 노심 성능 검증 방법 - Google Patents

노심내 기구 노심 성능 검증 방법 Download PDF

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Abstract

바나듐 자체구동형 노심내 기구 팀블 조립체를 이용하여 노심이 설계대로 운전하는 것을 확인하는데 사용되는 실제 측정된 전력 분포를 제공하는 서브크리티컬 물리 시험 프로그램. 노심내 검출기 요소로부터 수신된 신호는 소부분의 불확정성이 지정 레벨보다 작을 때까지 통합된다. 그리고 측정된 전력 분포는 주어진 봉 위치 또는 온도 차이에 대한 예측된 전력 분포와 비교된다. 측정된 전력 분포가 예측된 전력 분포에 대한 지정 허용오차 내에 있는 경우, 노심은 예측대로 거동할 것으로 기대된다.

Description

노심내 기구 노심 성능 검증 방법{INCORE INSTRUMENT CORE PERFORMANCE VERIFICATION METHOD}
본 발명은 일반적으로 경수로(light water reactor)의 서브크리티컬 물리 시험(subcritical physics testing)에 관한 것으로, 보다 구체적으로 시동(start-up)시에 가압수형 원자로(pressurized water reactor)의 물리 시험에 관한 것이다.
가압상태의 물로 냉각되며 폐쇄회로로 구성된 원자로 발전시스템의 1차측은 유용한 에너지의 생성을 위해 격리되어 있으며 2차측과 열교환 관계에 있다. 원자로 용기의 1차측은 핵분열성 재료를 담고 있는 다수의 핵연료집합체를 지지하는 노심 내부구조체, 열교환 증기발생기 내의 1차회로, 가압수를 순환시키기 위한 가압기, 펌프 및 관의 내부 용적, 및 증기발생기와 펌프 각각을 원자로 용기에 독립적으로 연결하는 관을 구비한다. 1차측의 부품들의 각각은 용기에 연결된 증기발생기, 펌프 및 파이프 시스템으로 구성되고 1차측의 루프(loop)를 구성한다.
예시의 목적으로, 도 1은 원자로 노심(14)을 둘러싸는 폐쇄헤드(12)를 갖는 대체로 원통형의 압력용기(10)를 포함하는 간단한 원자로 1차 시스템을 보여준다. 물과 같은 액체의 원자로 냉각제가 펌프(16)에 의해 용기(10)에 펌핑 공급되고 열에너지가 흡수되는 노심(14)을 통해 일반적으로 증기발생기라고 부르는 열교환기(18)로 배출되는데, 여기서 열은 증기 구동 터빈 발전기와 같은 이용회로(도시하지 않음)에 전달된다. 원자로 냉각제는 펌프(16)로 복귀하여 1차 루프(loop)를 완성한다. 전형적으로, 전술한 다수의 루프가 원자로 냉각제 배관(20)에 의해 단일 원자로 용기(10)에 연결된다.
예시적인 원자로 구성이 도 2에 보다 자세하게 도시되어 있다. 설명의 목적으로, 다수의 평행하고 수직하게 공동으로 연장되는 연료 조립체(22)로 구성된 노심(14) 외에도, 다른 용기 내부구조체들이 하측 내부구조물(24)과 상측 내부구조물(26)로 분할될 수 있다. 종래의 구성에서, 하측 내부구조물은 용기내에서의 유동을 안내할 뿐만 아니라 노심 구성부품 및 도구들을 지지하고 정렬하며 안내하는 기능을 한다. 상측 내부구조물은 연료 조립체(22)(본 도면에서는 간단히 하기 위해 두 개만 도시)를 구속하거나 2차 구속장치를 제공하며, 제어봉(28)과 같은 기구류 및 구성부품들을 지지 및 안내한다. 도 2에 도시한 예시적인 원자로에 있어서, 냉각제는 하나 또는 그 이상의 입구 노즐(30)을 통하여 원자로 용기(10)에 들어가고, 원자로 용기와 노심 배럴(32) 사이의 환형공간을 통하여 흘러 내려서 하측 플레넘(34)에서 180도 방향 전환하며, 하측 지지 플레이트(37) 및 연료 조립체(22)가 놓여진 하측 노심 플레이트(36)를 통하고 연료 조립체를 속과 주위로 통하여 위로 지나간다. 연료 조립체는 원형의 상측 노심 플레이트(40)을 포함한 상측 내부구조물에 의해 구속된다. 노심(14)에서 나오는 냉각제는 상측 노심 플레이트(40)의 하측면을 따라서 그리고 다수의 통공(42)를 통하여 상방으로 흐른다. 그리고 냉각제는 상방 및 반경방향으로 하나 또는 그 이상의 출구 노즐(44)로 흘러간다.
상측 내부 구조물(26)은 원자로 용기 또는 용기 헤드로부터 지지될 수 있으며, 상측 지지 조립체(46)를 포함한다. 하중은 주로 다수의 지지기둥(48)에 의해 상측 지지 조립체(46) 및 상측 노심 플레이트(40)에 전달된다. 지지기둥은 선택된 연료 조립체(22) 및 상측 노심 플레이트(40)의 통공(42) 위에 정렬된다.
직선상으로 움직일 수 있는 제어봉(28)은 전형적으로 제어봉 안내관(54)에 의해 상측 내부구조물(26)을 통해 그리고 정렬된 연료 조립체(22) 속으로 안내되는 중성자 흡수봉의 스파이더 조립체(52) 및 구동샤프트(50)를 포함한다. 안내관은 상측 지지 조립체(46)와 상측 노심 플레이트(40) 사이에 연결된다.
도 3은, 전체적으로 참조 부호 22로 지시된 연료 조립체를 수직방향으로 짧아진 형태로 나타낸 입면도다. 연료 조립체(22)는 가압수형 원자로에서 사용되는 타입으로서, 하단부에서 바닥 노즐(58)을 포함하는 구조골격을 갖는다. 바닥 노즐(58)은 원자로의 노심 영역의 하측 노심 지지 플레이트(60)상의 연료 조립체(22)를 지지한다(도 3에 도시된 하측 노심 지지 플레이트(60)는 도 2에서 참조부호 36으로 나타내어져 있다). 바닥 노즐(58)에 추가하여, 연료 조립체(22)의 구조골격은 또한 그 상단부에 상단 노즐(62)을 포함하며 그리고 바닥 노즐(58)과 상단 노즐(62) 사이에 종방향으로 연장되고 여기에 양측 단부에서 견고하게 부착되어 있는 다수의 안내관 또는 팀블(thimble)(84)을 포함한다.
연료 조립체(22)는 안내 팀블(84)(안내관이라고도 부른다)을 따라서 축방향으로 이격되어 장착된 다수의 횡격자(64)와, 횡격자(64)에 의해 횡방향으로 이격되어 지지되는 기다란 연료봉(66)들의 유기적 배열체를 더 포함한다. 도 3에서는 볼 수 없지만, 격자(64)는 일반적으로 연료봉(66)들을 서로 횡방향으로 이격된 상태로 지지하는 대략 정사각형 지지셀을 형성하는 네 개의 스트랩(straps)의 인접 계면을 갖는 사각형 격자패턴으로 교대로 엮어진 직교 스트랩으로 형성된다. 많은 종래의 구성에서 지지셀을 형성하는 스트랩의 양측 대향 벽에는 스프링/딤플(springs and dimples)이 형성되어(stamped)있다. 이 스프링과 딤플들은 지지셀 속으로 반경방향으로 연장되어 그 사이에 연료봉을 파지하여, 연료봉 보호막에 압력을 가하여 연료봉을 제자리에 유지시킨다. 또한, 연료 조립체(22)는 그 중심에 위치한 기구관(68)을 가지며, 이는 바닥 노즐(58)과 상단 노즐(62) 사이로 연장되어 이들 노즐에 장착되거나 통과한다. 전자는 도 3에 도시되어 있다.
각 연료봉(66)은 다수의 핵연료 펠릿(70)을 포함하며, 상단부 플러그(72) 및 하단부 플러그(74)에 의해 양단부가 폐쇄되어 있다. 펠릿(70)은 상단부 플러그(72)와 펠릿 적층체의 상단 사이에 배치된 플레넘(plenum) 스프링(76)에 의해 적층상태로 유지된다. 핵분열성 재료로 구성된 핵연료 펠릿(70)은 원자로의 반응력을 생성하는데 관여한다. 펠릿을 둘러싸는 보호막은 핵분열 부산물이 냉각제에 들어가는 것 및 나아가 원자로 시스템을 오염시키는 것을 방지하는 장벽으로서 작용한다.
핵분열 과정을 제어하기 위해, 다수의 제어봉(78)이 연료 조립체(22) 내의 사전결정된 위치에 위치하는 안내 팀블(84) 내에서 왕복이동 가능하다. 구체적으로, 상단 노즐(62) 위에 위치하는 봉 클러스터 제어기구(80)는 제어봉(78)을 지지한다. 이 제어기구는 다수의 반경방향으로 연장되는 플루크(fluke) 또는 아암(52)을 갖는 내부에 나사가 형성된 허브 부재(82)를 갖는다. 각 아암(52)은 제어봉(78)에 상호 연결되므로 제어봉 허브(82)에 연결된 제어봉 구동 샤프트(50)의 원동력에 의해 제어 기구(80)가 동작하여 제어봉을 안내팀블(84) 내에서 수직하게 움직임으로써 연료 조립체(22) 내에서의 핵분열 과정을 잘 알려진 방식으로 제어할 수 있다.
이런 가압수형 원자로 발전시스템에 있어서, 노심 내에 지지된 다수의 연료봉에서 발생하는 핵분열 연쇄반응에 의해 압력용기의 노심 내에서 열이 발생된다. 전술한 바와 같이, 연료봉들은 연료 조립체 내에 이격된 상태로 유지되며, 연료봉 사이의 공간은 붕산수가 흐르는 냉각제 채널을 형성한다. 냉각수 내의 수소는 연료내의 농축우라늄으로부터 방출되는 중성자를 억제시켜서 핵반응의 회수를 증가시키고 따라서 공정의 효율을 높인다. 연료봉 위치 대신에 연료 조립체 내에 산재된 제어봉 안내 팀블(control rod guide thimbles)은 노심에 삽입되거나 회수될 수 있게 동작할 수 있는 제어봉을 안내하는 작용을 한다. 삽입시에 제어봉은 중성자를 흡수하므로 핵반응 회수를 감소시키고 노심 내에서 발생하는 열량을 감소시킨다.
원자로의 전력레벨은 일반적으로 3개의 범위, 즉 전원 또는 시동 범위(source or start-up range), 중간 범위(intermediate range) 및 전력 범위(power range)로 분할된다. 원자로의 전력레벨은 안전 운전을 보장하도록 연속적으로 모니터링된다. 이런 모니터링은 전형적으로는 원자로의 중성자속(neutron flux)을 측정하기 위해 원자로 노심의 외부와 내부에 배치된 중성자 검출기에 의해 실시된다. 임의의 시점에서 원자로 내에서의 중성자속은 핵분열율에 비례하기 때문에, 중속자속도 전력레벨에 비례한다.
원자로의 전원 범위, 중간 범위 및 전력 범위에서의 중성자속을 측정하기 위해 핵분열 및 이온 챔버가 사용되어왔다. 전형적으로 핵분열 및 이온화 챔버는 모든 정상적인 전력 레벨에서 동작할 수 있지만, 이들은 일반적으로 전원 범위에서 방출된 저레벨 중성자속을 정확하게 검출하는데 충분할 정도로 민감하지 않다. 따라서, 원자로의 전력 레벨이 전원 레벨에 있을 때 중성자속을 모니터하기 위해서는 전형적으로 별개의 저레벨 전원 범위 보호기가 사용된다.
적절한 에너지 준위의 자유 중성자가 연료봉 내에 담겨진 핵분열성 재료의 원자를 때릴 때 노심 내의 핵분열 반응이 일어난다. 이 반응으로 원자로 냉각제내의 노심으로부터 추출된 다량의 열에너지가 방출되며 보다 많은 핵분열 반응을 야기하는데 이용 가능한 추가의 자유 중성자가 방출된다. 이들 방출된 중성자의 일부는 노심에서 달아나거나 중성자 흡수체, 예를 들어 제어봉에 의해 흡수되며, 따라서 통상적인 핵분열 반응을 일으키지 않는다. 노심 속에 존재하는 중성자 흡수재료의 양을 조절함으로써, 핵분열 속도가 조절될 수 있다. 핵분열 가능한 재료에서는 항상 무작위의 핵분열반응이 일어나지만, 노심이 정지되었을 때, 방출된 중성자들은 지속되는 일련의 반응이 일어나지 않도록 높은 속도로 흡수된다. 주어진 발생에서 중성자의 수가 이전의 발생에서의 중성자의 수와 동일할 때까지 중성자 흡수 재료를 감소시킴으로써, 공정은 자체 연쇄반응이 되며 원자로는 "임계적(critical)"이라고 한다. 원자로가 임계적일 때, 중성자속은 원자로가 정지되었을 때보다 높은 크기의 6자리 차수(orders) 정도이다. 일부 원자로에서는 정지된 노심 내의 중성자속의 증가를 가속시켜서 유용한 전환 구간(practical transition interval)을 얻기 위해, 인공적인 중성자원이 핵분열 가능 재료를 담고 있는 연료봉 사이 원자로 노심에 주입된다. 이 인공적인 중성자원은 중성자속의 국부적인 증가를 만들어 원자로를 전력 범위(power)로 올리는 것을 도와준다.
중성자원이 없는 경우, 한 발생에서의 중성자 수와 이전 발생에서의 중성자 수의 비율은 "중성자 증배인자(neutron multiplification factor"(Keff)라고 부르며 원자로의 반응성의 측정치로서 사용된다. 다시 말해서, 원자로 노심의 임계점(criticality)의 측정 기준은 Keff, 즉 파괴 및 손실 양자에 기인한 총 중성자 손실에 대한 중성자 생성의 비율이다. Keff가 1보다 클 때, 파괴되고 있는 것보다 많은 중성자가 생성되고 있다. 마찬가지로, Keff가 1보다 작은 경우, 생성되고 있는 것보다 많은 중성자가 파괴되고 있다. Keff가 1 보다 작은 경우, 원자로는 "서브크리티컬적(subcritical)"이라고 부른다.
미국 국가 표준 협회(ANSI) 및 미국 핵 학회(ANS)에서 발행된 기준, 즉ANSI/ANS 19.6.1, "가압수 원자로에 대한 재장전 시동 물리 테스트(Reload Start-up Physics Test For Pressurized Water Reactors)"는 원자로가 임계적이 되기 전에 특정 노심 변수가 확인될 것을 요구한다. 물리 시험 중에 이들 변수를 확인하는 목적은 노심 설계 검증을 실시하기 위한 것인데, 즉 구성된 노심이 설계된 노심이 거동할 것으로 예상되는 정도와 충분히 근접하게 거동하는 것을 검증하기 위한 것이다. 이런 검증을 실시함에 의해, 그 연료 사이클에 대한 노심에서 수행되는 안전 분석이 유효하게 된다. 핫 제로 파워(Hot Zero Power)(5% 미만의 정격 열출력(Rated Thermal Power)) 중에 확인되어야 하는 특성들은 다음과 같다.
- 전력 분포,
- 반응성 제어,
- 반응성 균형,
- 정지 능력(정지 여유; shutdown margin)
이들 특성들은 현재 올 로드 아웃 핫 제로 파워(All Rods Out Hot Zero Power) 임계붕소농도(붕소 종료점(boron end point)이라고도 부른다), 감속체 온도 계수(moderator temperature coefficient), 등온 온도 계수(isothermal temperature coefficient) 및 총 제어봉 뱅크 월쓰(total control rod bank worth)를 결정함으로써 정량적으로 "측정된다".
이 물리 시험이 기초하는 근거는 노심으로부터의 예상되는 응답을 관찰하는 것이다. 다이나믹 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Dynamic Rod Worth Measurement program) 또는 서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Subcritical Rod Worth Measurement program)과 같은 몇 가지 현재의 물리 시험 프로그램은 상기 기재된 변수 전부를 정확히 확인할 수 있다. 다이나믹 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Dynamic Rod Worth Measurement program)은 원자로가 제로출력 시험범위에 있는 동안 원자력 발전소의 4개의 노외 전력범위 검출기(excore power range detector)(조업중지하는데 필요) 중의 하나를 사용하여 시험을 수행한다. 이 측정을 실시하기 위해서는, 여러 그룹의 제어봉이 최대 봉 스테핑 속도(maximum rod stepping speed)에서 연속적인 동작으로 노심에 개별적으로 삽입되고 제거된다. 각 그룹의 제어봉이 노심에서 제거된 후에는, 중성자속이 초기의 출발레벨로 회복할 수 있게 하는 것이 필요하다. 중성자속이 회복하는데 필요한 시간 동안에 데이터 처리가 수행되어 그룹 위치의 함수로서 총 봉 월쓰(total rod worth) 및 일체형 봉 월쓰(integral rod worth)를 획득한다. 제어봉이 순서에 맞지 않게 그리고 그 삽입한계 아래로 움직이는 것 및 정상운전 중에 이용되는 것보다 더 음수인 감속재 온도 계수에 대비하도록 저전력 물리 시험(Low Power Physics Testing) 중에 특별한 기술적 사양의 예외가 적용된다. 다이나믹 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Dynamic Rod Worth Measurement program)은 개개의 제어봉 뱅크 월쓰(bank worth)에 기초한 전력 분포에서 제 1 "개략" 외관(look)을 결정할 수 있다. 모든 검사기준이 다이나믹 로드 월쓰 메져먼트 프로그램으로 측정된 개개의 뱅크 월쓰에 만족되는 경우, 노심을 더 확인하는데 저출력 중성자속 맵이 필요하지 않다. 그러나, 개개의 뱅크 월쓰가 예상한 것과 15% 또는 100pcm보다 크게 다른 경우는 그 예외를 조사하는데 저출력 중성자속 맵이 필요하다. 이 방법은 전형적으로 4루프 설비에서 8시간 내지 12시간의 정지임계 경로시간(outage critical path time)을 소비한다.
서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Subcritical Rod Worth Measurement program)은 원자력 발전소의 중성자원영역(source range) 검출기 2개를 이들의 폐기 요구 없이 사용한다. 시험은 원자로가 서브크리티컬적(Keff≤0.99)인 동안에 수행되며, 다이나믹 로드 월쓰 메져먼트 프로그램보다 덜 복잡한 제어봉 조작을 필요로 하며, 따라서 시험을 원자로 운전원에 보다 쉽고 익숙하게 한다. 제어봉은 핫 로드 드롭(Hot Rod Drop) 시간측정시험을 준비하는데 일반적인 방식으로 철수된다. 서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램은 중성자원영역 검출기 계수율 데이터(count rate data)가 수집되는 상태점을 규정한다. 봉의 철수는 필요한 데이터를 수집하기 위해 각 상태점에서 일시적으로 정지되며, 공정은 모든 봉이 빠진 상태에 도달할 때까지 계속된다. 그리고 서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램은 각 상태점에서 수집된 중성자원영역 데이터로부터 총 제어봉 월쓰 및 임계 붕소농도를 계산한다. 총 제어봉 월쓰 및 임계 붕소농도 측정 다음에, 시스템 온도를 대략 6℉(3.3℃)만큼 변화시키고 반응성의 대응 변화를 판단함으로써 등온 온도 계수 측정이 수행된다. 이 판단은 봉의 철수 중에 측정된 노외 검출기 지시의 변화와 반응성의 변화 사이의 관계를 이용하여 이루어진다.
서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 검증법은 2008년 12월 11일자로 출원된 미국 특허출원 제 12/332,577 호에 보다 상세히 설명되어 있는 서브크리티컬 인버스 카운트 레이트 메톨로지(SubCritical Inverse Count Rate methodology)를 이용하여 하일리 논 리니어 인버스 카운트 레이트 래티오(highly non-linear Inverse Count Rate Ratio)의 선형화를 가능하게 하여 공간적으로 교정된 중성자원영역 검출기 신호 측정으로 Keff 변화를 판단할 수 있게 한다. 각 상태점에서 모니터된 중성자원영역 검출기의 전압은 각 상태점에서 카운트 및 Keff 로 변환된다. 봉을 당기는 동안 반응성의 총 변화는 총 뱅크 월쓰를 결정한다. 그리고 스패셜리 코렉티드 인버스 카운트 레이트 래티오(Spatially Corrected Inverse Count Rate Ratio)가 제로로 외삽되어 임계(또는 붕소 종료점)로 가는데 필요한 반응성을 결정한다. 이 외삽된 지점은, 특정 연료 사이클의 노심 경험(core experience)에 기초한 알려진 예상 임계 상태 없이 임계상태에 도달하기 위해 냉각제의 붕소 농도를 묽게 해야만 한다기 보다는 설비가 봉을 당겨서 설비 임계를 취할 수 있는 예상 임계 상태의 정확한 측정을 제공한다. 실제와 예상 노심 전력 분포 사이의 일치는 제어 및 정지 뱅크 전부의 취소에 대한 예상값(RMS), 또는 MD/RMS로부터 상기 측정된 인버스 카운트 레이트 래티오의 상기 측정된 평균 제곱근(Root Mean Square) 차이로 나누어진 예상값(MD)으로부터의 평균 인버스 카운트 레이트 래티오 편차의 측정에 의존한다. 이 방법은 많은 응용 중에 정확한 것으로 검증되었지만, 노심 전력 분포를 더 검증하기 위해서는 30% 정격 열출력에서의 중성자속 맵이 여전히 필요하다. 이 방법은 전형적으로 4루프 설비에서 3시간 내지 5시간의 정지 크리티컬 패스 타임(outage critical path time)을 필요로 한다.
따라서, 정지 크리티컬 패스 타임을 절감할 새로운 서브크리티컬 물리 시험 프로그램이 요망된다. 더욱이 정지 임계 경로로부터 필요한 서브크리티컬 물리 시험을 완전히 제거할 개량된 서브크리티컬 물리 시험 프로그램이 요망된다. 게다가, 노심이 임계점 위에서 설계대로 동작하는 것을 확인할 개량된 물리 시험 프로그램이 요망된다.
본 발명은 노심의 연료 조립체 내의 도구 팀블내에 수용된 노심내 기구로부터 취한 측정치를 이용하는 서브크리티컬 물리 시험 방법을 제공함으로써 상기 목적을 달성한다. 노심 내의 다수의 방사상 위치에 위치하는 노심 기구는 실질적으로 핵분열성 연료 요소의 유효 길이(active length)를 따르는 다수의 축방향 구역에 걸쳐서 노심 속의 중성자속을 모니터한다. 이 방법은 먼저 노심에 대한 전력 분포를 분석적으로 예측한다. 그리고 초기에 코어가 제어봉 중의 적어도 일부의 삽입 및/또는 노심 속으로의 화학적 중성자 흡수체의 추가에 의해 Keff ≤ 0.99의 셧다운(shutdown) 서브크리티컬 조건에 있는 동안, 본 방법은 사전 설정된 순서로 노심으로부터 제어봉을 철수시켜서 서브크리티컬 출력 범위 내의 코어의 전력 레벨을 높일 수 있게 된다. 제어봉이 철수되는 동안, 본 방법은 노심내 기구에 의해 모니터된 축방향 및 반경방향 노심 위치에서 전력 레벨을 모니터링하여 노심내 기구의 하나 또는 그 이상의 출력으로부터 모니터링된 전력 분포를 얻을 수 있게 된다. 그리고 본 방법은 분석적으로 예측된 전력 분포와 모니터링된 전력 분포를 비교한다. 모니터링된 전력 분포와 예측된 전력 분포가 사전 선택된 편차 내에 있는 경우, 모니터링된 전력이 사양내(specification)에 유지되는 한은 본 방법은 정상적인 원자로 시동을 계속하여 반응로가 중단 없이 구동되도록 한다.
바람직하게는, 모니터링 단계는 제어봉이 철수됨에 따라서 다양한 원자로 온도 및 제어봉 위치 구조에서의 통합된 연료 조립체 중성자속 분포 측정치를 제공한다. 일 실시형태에 있어서, 통합된 연료 조립체 중성자속 분포 측정치는 상대 출력에서의 부분 불확정성(fractional uncertainty)이 규정된 불확정성 레벨을 만족시킬 때까지 노심내 기구의 출력을 통합함으로써 얻어진다. 그리고 본 방법은 모니터링된 전력 분포를 분석적으로 예측된 전력 분포의 일부인 대응하는 예측된 신호 분포와 비교하여 모니터링된 전력 분포와 예측된 전력 분포 사이에 상당한 편차가 있는지를 확인한다. 후자의 실시형태에 있어서, 본 방법은 바람직하게는 서로 다른 온도 및 봉 위치에서 얻어진 상기 모니터링된 축방향 및 반경방향 전력 베렐을 이용하여 서로 다른 온도 및 봉 위치 사이에서 일어나는 반응도 변화를 정량화함으로써, 제어봉의 반응도 월쓰(worth) 및 반응도의 온도 계수가 결정되고 예측된 값과 비교되게 하는 단계를 포함한다. 모니터링되고 예측된 전력 분포가 서브크리티컬 전력 범위를 통해 사전 선택된 편차 내에 있는 또 다른 실시형태에 있어서, 본 방법은 원자로가 사전결정된 전력 범위까지 임계에 달함에 따라서 분석적으로 예측된 전력 분포를 모니터링된 전력 분포와 계속 비교하는 단계를 포함한다.
첨부 도면을 참고하여 읽어 보면 이후의 바람직한 실시형태의 설명으로부터 본 발명을 더욱 이해할 수 있다.
도 1은 원자력 발전시스템의 1차측의 개략도,
도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 원자로 용기 및 내부 구성부품의 부분단면 입면도,
도 3은 명확하게 하기 위해 일부가 파단되어 수직방향으로 짧아진 형태로 도시된 연료 조립체의 부분단면 입면도,
도 4는 본 발명에 이용되는 노심내 중성자속 검출기의 바나듐 검출기 요소 레이아웃의 개략도.
본 발명의 노심내 도구 서브크리티컬 검증 프로그램은 많은 면에서 서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Subcritical Rod Worth Measurement program)과 유사하다. 큰 차이는 본 발명이 미국 특허 제 5,745,538호에 보다 자세하게 설명된 옵티마이즈드 프로포셔날 액셜 리젼 시그날 세퍼레이션 익스텐디드 라이프(Optimized Proportional Axial Region Signal Separation Extended Life; OPARSSEL™) 노심내 기구 팀블 조립체를 이용한다는 것이다. 노심외 중성자원 영역 대신에 바나듐 고정형 노심내 검출기를 사용하면 시동 과정 중에 중단 없이 서브크리티컬 저전력 물리 시험이 실시되어 완료될 수 있게 되며, 따라서 정지 임계 경로로부터 노심 설계 검증활동이 필요 없어진다. OPARSSEL 노심내 기구 팀블 조립체는 많은 가압수형 원자로에 이용되는 가동형 노심내 검출기 시스템을 대체한다.
도 4는 노심내 중성자속 검출기 기구 팀블 조립체 내부의 검출기 요소 구성의 개략도를 나타낸다. 중성자속 내의 바나듐 노심내 검출기 요소는 바나듐-52를 생성하기 위해 바나듐-51 동위원소에 의한 중성자의 흡수에 의해 발생하는 신호를 생성한다. 바나듐-52 동위원소는 베타 방출에 의해 붕괴하여 중성자속에 비례하는 전류를 생성한다. 각각의 노심내 기구 팀블 조립체는 축방향 노심 전력 분포를 제공하기 위해 다수의 가변장(variable length) 자체구동 검출기 요소를 수용한다. 전형적으로 도 4에 도시한 바와 같이 5개의 검출기 요소가 제공되지만, AP1000과 같은 보다 새로운 원자로는 7개의 검출기 요소를 이용한다. 가장 긴 검출기 에미터(86)는 영력(R1-R5)에 걸쳐서 연장되는 전체 유효 연료 요소 길이(active fuel element length)에 걸쳐 있으며, 관련된 연료 조립체 내에 담겨진 총 중성자속의 통합 측정치를 제공한다. 그보다 짧은 검출기 요소(80, 90, 92, 94)는 가장 긴 검출기 요소(86)와의 중첩에 의해 규정된 연료 조립체의 서로 다른 축방향 영역(R1-R5)에서 발생되는 총 중성자속의 상대적 비율을 결정하는데 사용될 수 있는 신호를 제공한다. 이 정보는 노심내 기구 팀블 조립체를 담고 있는 모든 노심 위치에서 상대적인 반경방향 및 축방향 전력 형상의 측정을 가능하게 한다. 그리고 이 측정된 정보는 대응하는 예측된 상대 축방향 및 반경방향 전력 분포 정보와 비교되어 예측된 조건과 상당한 차이가 있는지를 확인할 수 있게 된다. 또한 모든 검출기 요소로부터 측정된 총 신호는 최종 제조된 것(the as built)과 예측된 노심 사이에 광범위한 반응도 치우침이 있는지를 규정하는데도 사용될 수 있다.
따라서 본 발명의 노심내 기구 서브크리티컬 검증 프로그램은 노심내 기구 팀블 조립체 내의 자체구동 검출기를 사용하여 서브크리티컬 로드 월쓰 메져먼트 프로그램(Subcritical Rod Worth Measurement program)이 중성자원영역 검출기 신호를 처리하는 방식과 유사하게 다양한 온도 및 봉 위치 구조에서 통합된 연료 조립체 중성자속 분포 측정치를 제공한다. 그러나, 노심내 기구 팀블 조립체 신호의 경우, 측정 정보는 상대 검출기 신호의 소부분 불확정성이 규정된 불확정성 레벨을 만족할 때까지 각 검출기 에미터로부터 전류 신호의 출력을 통합함으로써 얻어진다. 그리고 측정된 검출기 신호 분포는 대응하는 예측된 신호 분포와 비교되어 측정된 전력 분포와 예측된 반경방향 및 축방향 전력 분포 사이에 상당한 편차가 있는지를 확인할 수 있게 된다. 여러 다른 온도 및 봉 위치에서 얻어진 측정치들은 이들 조건 변화 사이에서 발생하는 반응도 변화를 정량화하여 제어봉의 반응도 월쓰(reactivity worth) 및 반응도의 온도 계수가 측정되어 예상값과 비교될 수 있게 하는데도 사용될 수 있다. 본 발명의 제어봉 철수 방법은 사전 설정된 순서로 실시되며, 바람직하게는 데이터의 수집을 위한 상태점의 필요 없이 실시된다.
본 발명의 노심내 기구 서브크리티컬 검증 프로그램의 추가적인 이점은 원자로가 임계에 달하여 노심에 대하여 수행된 안전분석을 더욱 유효하게 하는 지점 위의 전력 레벨에서 실제의 전력 분포 및 예측된 전력 분포와 그 외의 노심 변수들 사이의 비교가 계속될 수 있다는 점이다. 따라서 본 발명의 노심 설계 검증 방법을 사용하면 노심 설계 검증 과정의 정확성, 안전성 및 편리성을 상당히 향상시키며, 정지 크리티컬 패스로부터의 모든 노심 설계 검증 활동을 본질적으로 필요 없게 한다.
이상 본 발명의 특정 실시형태들을 상세히 설명하였지만, 당업자라면 본 개시내용의 전체 교시에 비추어 상세부의 다양한 수정 및 대체가 가능하다는 것을 이해할 것이다. 따라서, 여기서 개시한 특정 실시형태들은 첨부하는 특허청구범위 및 모든 등가물의 폭으로 주어질 본 발명의 범위에 대하여 제한적이 아니라 예시적일 뿐이라는 것을 의미한다.

Claims (8)

  1. 원자로의 노심이 설계대로 운전하는지를 확인하기 위한 서브크리티컬 물리 시험 방법(subcritical physics testing method)으로서, 상기 노심은 반경방향 및 축방향 치수와, 다수의 핵분열성 연료 요소를 포함하는 다수의 연료 조립체를 갖고, 상기 연료 조립체의 적어도 일부는 뱅크(bank)의 형태로 상기 노심의 내외로 이동할 수 있는 제어봉의 삽입을 위한 안내 팀블(thimbles) 및 적어도 하나의 기구 팀블을 가지며, 상기 기구 팀블에는 노심내 기구가 수용되어, 노심내 기구 주위의 반경방향 위치에서, 그리고 상기 핵분열성 연료 요소의 유효 길이(active length)를 실질적으로 따르는 다수의 축방향 구역에 걸쳐서 노심 내의 중성자속(neutron flux)을 모니터링하는, 서브크리티컬 물리 시험 방법에 있어서,
    상기 노심 내의 전력 분포를 분석적으로 예측하는 단계,
    상기 제어봉의 적어도 일부를 상기 노심 속으로 삽입하는 것, 및 화학적 중성자 흡수체를 상기 노심 속으로 추가하는 것 중 적어도 하나에 의해, Keff가 1보다 작은 셧다운 서브크리티컬(shutdown subcritical) 상태로 상기 노심을 초기에 유지하는 단계,
    서브크리티컬 전력 범위 내에서 노심의 전력 레벨을 높이기 위해, 상기 제어봉을 사전 설정된 순서로 상기 노심으로부터 철수시키는 단계,
    상기 전력 레벨이 상기 서브크리티컬 전력 범위 내에서 높아지는 동안, 상기 노심내 기구의 하나 또는 그 이상의 출력으로부터 모니터링된 전력 분포를 얻기 위해, 상기 노심내 기구에 의해 모니터링되는 축방향 및 반경방향 노심 위치에서 전력 레벨을 모니터링하는 단계, 및
    분석적으로 예측된 전력 분포를 모니터링된 전력 분포와 비교하여, 상기 모니터링된 전력 분포와 상기 예측된 전력 분포가 사전 선택된 편차 내에 있는 경우, 모니터링된 전력이 사양(specifications) 내에 유지되는 한 정상 원자로 시동을 계속하여 상기 원자로를 중단 없이 구동시키는 단계를 포함하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 모니터링하는 단계는 상기 제어봉이 철수될 때 다양한 원자로 온도 및 제어봉 위치 구조에서의 통합된 연료 조립체 중성자속 분포 측정치를 제공하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  3. 제 2 항에 있어서,
    상기 통합된 연료 조립체 중성자속 분포 측정치는, 상대 출력에서의 부분 불확정성(fractional uncertainty)이 특정의 불확정성 레벨을 만족시킬 때까지 상기 노심내 기구의 출력을 통합하고, 그 후, 상기 모니터링된 전력 분포를 상기 분석적으로 예측된 전력 분포의 일부인 대응하는 예측된 신호 분포와 비교하여 상기 모니터링된 전력 분포와 상기 예측된 전력 분포 사이에 상당한 편차가 있는지를 확인하는 것에 의해 얻어지는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  4. 제 3 항에 있어서,
    서로 다른 온도 및 봉 위치에서 얻어진 모니터링된 축방향 및 반경방향 전력 레벨을 이용하여, 상기 서로 다른 온도 및 봉 위치 사이에서 발생하는 반응도 변화를 정량화함으로써, 반응도의 온도 계수를 결정해서 예측값과 비교할 수 있게 하는 단계를 포함하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  5. 제 3 항에 있어서,
    서로 다른 온도 및 봉 위치에서 얻어진 모니터링된 축방향 및 반경방향 전력 레벨을 이용하여, 상기 서로 다른 온도 및 봉 위치 사이에서 발생하는 반응도 변화를 정량화함으로써, 상기 제어봉의 반응도 월쓰(reactivity worth)를 결정해서 예측값과 비교할 수 있게 하는 단계를 포함하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  6. 제 3 항에 있어서,
    서로 다른 온도 및 봉 위치에서 얻어진 모니터링된 축방향 및 반경방향 전력 레벨을 이용하여, 상기 서로 다른 온도 및 봉 위치 사이에서 발생하는 반응도 변화를 정량화함으로써, 전체 제어봉 인출 임계 붕소 농도(all-rods-out critical boron concentration) 측정치를 결정해서 예측값과 비교할 수 있게 하는 단계를 포함하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 모니터링된 전력 분포와 예측된 전력 분포는 상기 서브크리티컬 전력 범위를 통하여 상기 사전 선택된 편차 내에 있으며,
    상기 원자로가 사전결정된 전력 범위까지 임계에 도달함에 따라서 상기 분석적으로 예측된 전력 분포를 상기 모니터링된 전력 분포와 계속 비교하는 단계를 포함하는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 철수시키는 단계는 상기 제어봉을 상기 노심으로부터 연속적으로 철수시키는
    서브크리티컬 물리 시험 방법.
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Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB201200878D0 (en) 2012-01-19 2012-02-29 British American Tobacco Co Polymer compositions
US20110268239A1 (en) * 2010-04-30 2011-11-03 David Jerome Krieg Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor
US8681920B2 (en) * 2011-01-07 2014-03-25 Westinghouse Electric Company Llc Self-powered wireless in-core detector
US8767903B2 (en) 2011-01-07 2014-07-01 Westinghouse Electric Company Llc Wireless in-core neutron monitor
CN102411997B (zh) * 2011-10-25 2014-04-02 清华大学 高温气冷堆功率控制方法及系统
US9182290B2 (en) * 2011-12-30 2015-11-10 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods and apparatuses for monitoring nuclear reactor core conditions
US8958519B2 (en) * 2012-04-17 2015-02-17 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Incore instrumentation cable routing and support element for pressurized water reactor
US9208907B2 (en) * 2012-11-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Method of validating nuclear reactor in-vessel detector output signals
CN103345950B (zh) * 2013-07-12 2017-02-08 中广核研究院有限公司 压水堆堆外核探测系统及探测方法
RU2546662C1 (ru) * 2013-10-31 2015-04-10 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик
US9761332B2 (en) * 2014-06-09 2017-09-12 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor neutron shielding
WO2016010512A1 (en) * 2014-07-14 2016-01-21 Westinghouse Electric Company Llc Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly
US9478320B2 (en) * 2014-08-18 2016-10-25 Westinghouse Electric Company Llc Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor
US20170140842A1 (en) 2015-11-12 2017-05-18 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical Reactivity Monitor Utilizing Prompt Self-Powered Incore Detectors
CN105448361B (zh) * 2015-11-12 2017-11-21 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统
CN111587460B (zh) * 2017-12-12 2023-01-13 西屋电气有限责任公司 亚临界堆芯反应性偏差预测技术
CN108416135B (zh) * 2018-03-02 2021-07-30 中国核电工程有限公司 一种由测量单组棒价值拟合应急保护价值的方法及装置
CN109273119B (zh) * 2018-09-13 2022-02-11 中国核动力研究设计院 在临界装置上测量大反应性时优化中子探测器位置的方法
CN109887627B (zh) * 2019-02-26 2020-07-03 三门核电有限公司 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统
TWI773001B (zh) * 2019-12-06 2022-08-01 美商西屋電器公司 使用釩中子探測器的方法和用具
CN111933320A (zh) * 2020-08-12 2020-11-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种利用标准探测器进行中子探测器堆上试验验证的方法
CN112397211B (zh) * 2020-11-18 2022-08-30 山东核电有限公司 一种任意控制棒位置下压水堆燃料相关组件配插分析方法
CN112418507B (zh) * 2020-11-19 2023-01-13 山东核电有限公司 一种固定控制棒位置下压水堆燃料相关组件配插分析方法
CN112712909B (zh) * 2020-11-20 2024-01-23 中国核电工程有限公司 可溶中子毒物的加料装置
CN112885492B (zh) * 2021-01-12 2023-03-07 中国原子能科学研究院 零功率反应堆实验模拟装置及其进行临界实验的模拟方法
US11977193B2 (en) * 2022-07-18 2024-05-07 Westinghouse Electric Company Llc Wireless power level and power distribution monitoring and control system for subcritical spent fuel assembly array using removable SIC neutron detector thimble tube

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4077836A (en) 1974-09-20 1978-03-07 Hitachi, Ltd. Apparatus for automatically starting up nuclear reactor
US5215707A (en) 1991-09-10 1993-06-01 Siemens Power Corporation Instrument thimble tube shroud
US5745538A (en) 1995-10-05 1998-04-28 Westinghouse Electric Corporation Self-powered fixed incore detector
US6310929B1 (en) 1998-08-25 2001-10-30 Kabushiki Kaisha Toshiba In-core fixed nuclear instrumentation system and power distribution monitoring system

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3932211A (en) * 1973-07-13 1976-01-13 Westinghouse Electric Corporation Method of automatically monitoring the power distribution of a nuclear reactor employing movable incore detectors
JPS5637592A (en) * 1979-09-05 1981-04-11 Hitachi Ltd Nuclear reactor power distribution forcasting device
JPS56140294A (en) * 1980-04-04 1981-11-02 Hitachi Ltd Nuclear reactor power adistribution device
USH63H (en) * 1983-07-07 1986-05-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Positioning apparatus
JP2509901B2 (ja) * 1984-10-25 1996-06-26 株式会社日立製作所 原子炉出力分布監視方法
US4877575A (en) * 1988-01-19 1989-10-31 Westinghouse Electric Corp. Core reactivity validation computer and method
JPH02157695A (ja) * 1988-12-12 1990-06-18 Mitsubishi Atom Power Ind Inc 加圧水型原子炉の反応度係数測定方法
US5024801A (en) * 1989-05-01 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Reactor core model update system
US5229066A (en) 1991-08-05 1993-07-20 Westinghouse Electric Corp. Control rod position indication system
US5251242A (en) * 1992-06-22 1993-10-05 Westinghouse Electric Corp. Bi-metallic, self powered, fixed incore detector, and method of calibrating same
JPH0980188A (ja) * 1995-09-18 1997-03-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 加圧水型原子炉及びその非核燃料炉心構成体
US6061412A (en) * 1995-10-05 2000-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reaction protection system
WO1999056285A1 (de) * 1998-04-28 1999-11-04 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und vorrichtung zur überwachung des leistungsanstiegs beim anfahren eines kernreaktors (diversitäre exkursionsüberwachung)
US6181759B1 (en) * 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
TW594791B (en) * 2001-09-27 2004-06-21 Toshiba Corp Incore monitoring method and incore monitoring equipment
US6801593B2 (en) * 2002-11-21 2004-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US7574337B2 (en) * 2004-12-30 2009-08-11 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
JP4773937B2 (ja) * 2006-02-09 2011-09-14 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉保護システム及び原子炉を監視する方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4077836A (en) 1974-09-20 1978-03-07 Hitachi, Ltd. Apparatus for automatically starting up nuclear reactor
US5215707A (en) 1991-09-10 1993-06-01 Siemens Power Corporation Instrument thimble tube shroud
US5745538A (en) 1995-10-05 1998-04-28 Westinghouse Electric Corporation Self-powered fixed incore detector
US6310929B1 (en) 1998-08-25 2001-10-30 Kabushiki Kaisha Toshiba In-core fixed nuclear instrumentation system and power distribution monitoring system

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Publication number Publication date
JP5496328B2 (ja) 2014-05-21
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