KR101633232B1 - 원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법 - Google Patents

원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자력발전소에서 측정된 노외계측기 신호와, 노외계측기(ex-core detector)의 형상처리함수(Shape Annealing Function; SAF)에 기반을 두고, 형상처리함수의 높이용 상수와, 폭 및 모양용 상수를 활용하여 노외계측기의 형상처리함수 결정의 오차축소 방법에 관한 것으로서, 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로용기, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기를 모델링하는 모델링 형성단계(S1);와,
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값의 1/2(50%)로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₂⒵)에서 상기 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산되는 형상처리함수(SAF₁⒵) 값을 뺀 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf⒵)를 형성하는 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);와, 상기의 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2)를 거친 후, 형상처리함수의 폭과 모양용 상수(B)를 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)에 곱한 후에, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₁)를 합(더)한 전체의 값에, 형상처리함수의 높이용 상수(A)를 곱하여 최소 오차 형상처리함수를 형성하는 단계(S3)를 포함하는 것을 특징으로 한다.

Description

원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법{method of reducing the error of shape annealing function for ex-core detector of nuclear power plant}
본 발명은 원자력발전소에서 측정된 노외계측기 신호와, 노외계측기(excore detector) 감속재료의 중성자 반응 단면적 차이에 따른 형상처리함수(Shape Annealing Function; SAF)에 기반을 두고, 형상처리함수의 높이용 상수와, 폭 및 모양용 상수를 활용하여 원자력발전소의 노외 계측기 형상처리함수 결정의 오차축소 방법에 관한 것으로서, 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로용기, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기를 모델링하는 모델링 형성단 계(S1);와, 상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자 반응 단면적을 설계 값의 1/2(50%)로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₂⒵)에서 상기 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산되는 형상처리함수(SAF₁⒵) 값을 뺀 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)를 형성하는 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);와,
상기 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);를 거친 후, 형상처리함수의 폭과 모양용 상수(B)를 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)에 곱한 값에, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₁⒵)를 합(더)한 전체의 값에 형상처리함수의 높이용 상수(A)를 곱하여 최소 오차 형상처리함수를 형성하는 단계(S3)를 포함하는 방법이다.
노심의 감시계통은 다양한 노심계측기 정보와 계산결과를 바탕으로 운전원이 노심상태를 정확히 파악하고, 특히 운전정지 가능성이 있는 경우, 이를 경고하는 역할을 수행하고, 정상적인 운전시 운전 여유가 있는지에 대해 집중 정보를 제공하는 시스템이다. 노심계측기는 노내계측기와 노외계측기로 구분되어 노심 감시와 노심 보호기능을 구별하여 계측하는 것이다.
현재 한국의 표준형 원전에 사용되는 핵연료집합체는 핵연료봉 4개가 들어갈 수 있는 크기의 홀이 형성되어 있는데, 이 홀 내부에 위치한 노내계측기는 원자로 내부에서 발생하는 핵반응의 출력을 감지하는 기능을 하는 것으로서, 노내계측기를 원자로 내부까지 안내하기 위한 가이드튜브와 계측기를 고정하는 실 하우징(seal housing)dl 결합하여 실 테이블에 조립거치 된다.
노외계측기는 원자로용기 외부 주요 4곳인 방위각 위치에 설치되고, 각 방위각별로 상, 중, 하부에서 원자로 노심 출력을 감시한다. 원자로 노심은 1/4 대칭구조이기 때문에 각 사분면당 1개씩의 노외계측기가 배치되고, 각각의 노외계측기는 상부, 중부, 및 하부에 구분되어 계측한다.
원자로 운전중 원자로 노심에서 발생한 중성자는 일부가 원자로 밖으로 누출되어 노외계측기 보호통에 도달하는데, 보호통 내부에 포함된 감속재료를 통과하면서 에너지를 잃고 열중성자로 변화된 후 계측기 내부에 포함된 U-235와 반응하여 핵분열을 일으키며, 이때 발생하는 에너지를 전기 신호로 변환하여 원자로 출력을 감시한다. 원자로 출력이 증가할수록 누출되는 중성자의 갯수도 증가하게 되고 전기 신호의 크기도 증가하기 때문에, 전기 신호의 크기로 원자로 출력을 감시하도록 한다.
또한, 원자로의 노심 전체출력이 일정하더라도 축방향의 출력분포 모양에 따라 상부, 중부, 하부에 설치된 계측기 각각의 신호 크기가 서로 다르게 나타나기 때문에 이를 바탕으로 원자로 노심의 축방향 출력분포를 감시하는 것이다. 이에 따라 노외계측기의 형상처리함수(Shape Annealing Function; SAF)는, 원자로 노심의 축방향 특정위치 출력이 상부, 중부, 및 하부에 설치한 계측기 각각의 신호에 미치는 기여도를 나타내는 함수로서, 다음에 설명하는 식 1 내지 식 3식에 의하여 상호 간의 관계가 성립된다.
Figure 112015087414341-pat00001
(식1)
Figure 112015087414341-pat00002
(식2)
Figure 112015087414341-pat00003
(식3)
여기서,
Figure 112015087414341-pat00004
,
Figure 112015087414341-pat00005
, 및
Figure 112015087414341-pat00006
은 각각 상부, 중부 및 하부 계측기 신호에 관한 것이고,
Figure 112015087414341-pat00007
,
Figure 112015087414341-pat00008
, 및
Figure 112015087414341-pat00009
은 각각 상부, 중부, 및 하부 계측기에 대한 형상처리함수 이고,
Figure 112015087414341-pat00010
는 원자로 노심의 축방향 출력분포이며, 적분 구간은 원자로 노심의 축방향 전체 높이이다.
동일한 축방향 출력분포
Figure 112015087414341-pat00011
에 대해, 상기 식1부터 식3과 같이 세 개의 신호가 유발되며, 원자력발전소에서는 세 개 신호의 합이 1.0이 되도록 정규화된 값을 사용한다. 즉, 신호의 절대적인 크기가 아닌 상대적인 비율이 중요한 것이다.
반면, 핵연료 내부에 설치된 노내계측기(Incore detector)의 신호로부터 원자로 노심 전체에 대한 3차원 출력분포가 정확히 측정되고, 이로부터 실제 발전소의 축방향 출력분포
Figure 112015087414341-pat00012
가 도출되는 것이다.
노내계측기(incore detector) 신호에 근거한 축방향 출력분포
Figure 112015087414341-pat00013
와 설계 단계에서 제공된
Figure 112015087414341-pat00014
,
Figure 112015087414341-pat00015
및
Figure 112015087414341-pat00016
를 근거로 노외계측기(excore detector)에서 발생하게 될 신호
Figure 112015087414341-pat00017
,
Figure 112015087414341-pat00018
및
Figure 112015087414341-pat00019
가 식1부터 식3에 따라 계산되며, 이 신호들을 노외계측기 상부, 중부, 및 하부에서 측정된 실제 신호와 비교했을 때 적절한 허용 오차 범위를 만족해야 한다.
따라서,
Figure 112015087414341-pat00020
,
Figure 112015087414341-pat00021
및
Figure 112015087414341-pat00022
가 적절한 값으로 생산되었다면 매우 다양한 축방향 출력분포
Figure 112015087414341-pat00023
에 대해, 식1부터 식3으로 생산된 신호와 실제 발전소에서 측정된 노외계측기 신호가 서로 잘 일치하는 결과를 나타낼 것이다.
Figure 112015087414341-pat00024
,
Figure 112015087414341-pat00025
및
Figure 112015087414341-pat00026
는 원자로 노심에서 발생된 중성자가 노외계측기까지 이동하는 현상을 전산 코드로 해석하여 결정하는데, 이때 수치해석적 근사로 인한 오차가 발생한다.
오차발생 원인은 수치해석에 포함된 각 구조물의 기하구조에 대한 근사적 모델링에서 발생하는 오차, 노외계측기 설계도면과 실제 설치위치의 차이로 인한 오차, 노외계측기 보호통 내부의 감속재료에 대하여 중성자 반응 단면적에 대한 해석 값과 실제값의 차이로 인한 오차, U-235 핵분열 반응 단면적에 대한 해석 값과 실제 값의 차이로 인한 오차 등이다.
이상의 오차 누적으로 원자로 운전시 노내계측기 신호와 노외계측기 신호 사이에 오차를 유발하여 설계기준을 초과하는 원인이 된다.
또한, 선행 기술문서의 특허문헌 2는 3차원 모델에 기반을 두고, 몬테칼로법의 수반 중성자 수송계산을 이용하여 SAF를 결정하는 방법을 이미 제시한 바 있다.
중성자 수송계산에서는 2차원 또는 3차원, 전방 또는 수반계산, 결정론적 또는 몬테칼로 등 모든 방법에서, 원자로 설치시 설계자 또는 제작자로부터 제공된 도면과 재질자료등을 근거로 수송계산이 수행된다.
그러나, 실제 발전소 건설 및 노외계측기 설치 과정 등에서 설계도면과 차이가 발생하는데, 특히 형상처리함수(SAF)결정에 가장 큰 영향을 주는 노외계측기 내부 감속재료의 중성자 반응의 단면적 크기에 따라 실제 값은 상이하고, 제작사마다 업무기밀에 속하여 그에 대한 실제의 값을 정확하게 파악할 수가 없기 때문에, 형상처리함수(SAF) 결정에 큰 오차를 유발하게 되었다.
현재까지는 상기 과정을 통해 형상처리함수(SAF)를 결정한 후, 실제 원자력발전소에서 측정된 신호와 비교하여 차이가 발생하는 경우, 그 원인을 분석하고 SAF 결정과정에서 수행된 모델링을 변경함으로써 오차를 감소시키는 방법을 사용하였으나, 여전히 근사 값 추출과정에 따른 오차는 계속 실존하고 있었다.
선행기술 문헌 1은 “노외계측기 재 규격화 교정방법”을 통해 상기 식1부터 식3까지의 관계식에 따라 계산된 상부, 중부 및 하부 계측기 신호가 실제 측정 신호와 일치하도록 형상처리함수(SAF)에 “재 규격화 인자”인 상수 값을 곱하는 방법을 제시하고 있다. 이 방법은 형성처리함수(SAF)의 본질에 관한 교정은 아니기 때문에, 교정 후에 축방향 출력분포가 변화되는 경우 여전히 오차가 발생할 가능성이 있기 때문에 문제점으로 지적되었다. 또한, 종래 사용하던 노외계측기의 형상처리함수(SAF)는 상업용으로 공개된 중성자 수송계산 전산코드를 이용하여 원자로 노심의 축방향 위치별 출력이 상부, 중부, 및 하부에 설치된 노외계측기 각각의 신호에 미치는 기여도를 계산함으로써 상부, 중부, 및 하부에 설치된 노외계측기 각각에 대해 결정되는 것을 활용하는데, 중성자 수송계산을 위해서는 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기 등 제반 구조물에 대한 기하학적 모델링(modeling)과 제반 구조물의 중성자 반응 단면적 자료가 필요하며, 이 과정에서 근사값에 따른 오차가 발생하는 점이 문제점으로 지적되었다.
한국 공개특허 10-0991441호(2010.11.3 공고) 한국 등록특허 10-1266522호(2013.5.24 공고)
본 발명은 상술한 사항들을 고려하여 안출된 것으로, 원자력발전소에서 직접 측정된 노외계측기 신호와, 보호통 내부 감속재료의 중성자 반응 단면적 차이에 따른 함수처리함수에 기반을 두고, 형상처리함수의 높이용 상수와, 폭 및 모양용 상수를 활용하여 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소 방법을 제공하여 신속하고 정확한 계산에 의하여 불필요한 운전정지(停止)와 시급하고 빈번한 점검을 사전 예방 내지 방지할 수 있고, 각 발전소별 상이한 절차를 표준화시킬 수 있고, 시설물과 종사자들의 안전성 확보, 전력품질 향상, 여유와 융통성이 풍부한 경제운전 지속으로 산업발전에 기여하고, 전력원가를 절감하는데 그 목적이 있다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 단면적 차이에 따른 형상처리함수에 기반을 두고 형상처리함수의 높이용 상수와, 폭 및 모양용 상수를 활용하여 원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법은 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로용기, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기를 모델링하는 모델링 형성단계(S1);와,
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값의 1/2(50%)로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₂⒵)에서 상기 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산되는 형상처리함수(SAF₁⒵) 값을 뺀 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf⒵)를 형성하는 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);와,
상기 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);를 거친 후, 형상처리함수의 폭과 모양용 상수(B)를 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)에 곱한 값에, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₁⒵)를 합(더)한 전체의 값에, 형상처리함수의 높이용 상수(A)를 곱하여 최소 오차 형상처리함수를 형성하는 단계(S3)를 포함하는 것을 특징으로 한다.
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심에 중성자 선원을 정의하고, 계측기 위치에 도달하는 중성자를 계산하는 전방수송계산을 수행하는 단계(S4)를 갖는 것을 특징으로 한다.
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 원자로 노심에 도달하는 중성자를 계산하는 수반수송계산을 수행하는 단계(S5)를 갖는 것을 특징으로 한다.
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심 또는 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 중성자 이동경로를 추적하면서 확률적인 해(解)를 수행하는 단계(S6)를 포함하는 것을 특징으로 한다.
본 발명은 원자력발전소에서 직접 측정된 노외계측기 정보를 이용하여 노외계측기의 형상처리함수결정에 제반(諸般) 오차를 최소화하고, 각 발전소별 상이한 절차를 표준화시킬 수 있는 효과가 있으며,
또한, 본 발명은 신속하고 정확한 계산에 의하여 불필요한 운전정지(停止)와 시급하고 빈번한 점검을 사전 예방 내지 방지할 수 있음과 동시에 시설물과 종사자들의 안정성 확보에 기여하는 효과가 있고,
또한, 본 발명은 여유와 융통성이 풍부한 경제운전 지속으로 산업발전과 전력원가를 절감하고, 전력품질 향상에 기여하는 효과가 있다.
도면 1은 원자로 노심과 노외계측기의 배치상태를 도시한 도면이다.
도면 2는 도 1의 A-A의 단면을 도시한 도면이다.
도면 3은 전방수송계산을 개념적으로 도시한 도면이다.
도면 4는 본 발명의 실시례에 따라 도출된 노심의 축방향 높이와 상부, 중부, 하부 계측기의 형상처리함수(SAF)를 비교한 도면이다.
도면 5는 본 발명의 실시례에 따라 도출된 노심의 축방향 높이와 상부, 중부, 하부계측기의 차별 단면적 형상처리함수를 비교한 도면이다.
도면 6은 본 발명의 실시례에 따른 실제 원자력발전소에서 측정된 노외계측기 신호를 바탕으로 기존의 SAF 와 본 발명의 최적화된 SAF에 따른 오차를 도시한 것 중 하부계측기의 도출상태를 나타낸 도면이다.
도면 7은 본 발명의 실시례에 따른 실제 원자력발전소에서 측정된 노외계측기 신호를 바탕으로 기존의 SAF 와 본 발명의 최적화된 SAF에 따른 오차를 도시한 것 중 중부계측기의 도출상태를 나타낸 도면이다.
도면 8은 본 발명의 실시례에 따른 실제 원자력발전소에서 측정된 노외계측기 신호를 바탕으로 기존의 SAF 와 본 발명의 최적화된 SAF에 따른 오차를 도시한 것 중 상부계측기의 도출상태를 나타낸 도면이다.
원자력발전소의 핵심은 원자로 노심(reactor core)이며, 그 구조는 원자로 노심(10) 내부에 노심 슈라우드(20), 노심 지지 배럴(30), 원자로 용기(40), 노외계측기 감속재료(50), 콘크리트 차폐재(90)로 순차 배치되고, 노외 계측기 감속재료 내부에는 노외계측기가 상부(60), 중부(70), 하부(80)에 배치되어 있으며, 상기 원자로 노심에 장전된 핵연료의 핵분열에 의해 막대한 열이 발생하여 물(냉각재)의 온도를 높인 후 증기발생기에서 열교환을 통해 증기를 만들고 터빈을 회전함으로써 전기를 생산한다. 핵분열은 기본적으로 중성자가 핵연료에 흡수되면서 발생하는데, 핵분열과 동시에 여분의 중성자가 다시 생성되기 때문에 연속적인 핵분열을 유지시킬 수 있다. 따라서 원자로심의 열출력은 노심 내에 존재하는 중성자의 갯수에 따라 결정된다.
원자로 노심의 출력은 원자로 안전성에 가장 중요한 요소로서 설계과정에서 결정한 특정 출력 이상으로 출력이 상승하는 것은 엄격히 금지하고 있으며, 상기 출력이 설계출력 이상으로 상승하는 경우 핵연료의 손상을 초래하고, 냉각수의 냉각 능력 이상으로 출력이 상승하는 경우 원자로 내 냉각수가 끓어 기포가 발생할 수 있는데, 이 또한 핵연료의 손상뿐 아니라, 원자로 내부 압력을 상승시켜 매우 위험한 상태에 도달할 수 있다.
상기의 원자로 전체 출력이 동일하더라도 출력분포의 변화에 따라 특정 위치의 출력이 국부적으로 높아지는 경우에도 위험성이 존재하기 때문에 출력분포의 변화를 지속적으로 감시하여야 한다.
원자로에 장전된 핵연료는 한 변의 길이가 20cm 정도이고 높이가 약 4m인 핵연료 집합체가 대략 200여개 장전되고 1년에서 1년6개월에 핵연료를 교체하는데 1/3정도를 교체하여 사용한다. 핵연료에서 발생한 중성자의 일부는 인접 핵연료에 다시 흡수되어 핵분열을 발생하는데 쓰이며, 일부 중성자는 핵연료에 흡수되지 않고 원자로 밖으로 누출되기도 한다.
따라서, 동일한 조건이라면 노심의 중앙에 중성자가 많이 집중되어 있기 때문에 이곳의 출력이 가장 높고, 노심 외곽에 위치한 핵연료는 밖으로 누출되는 중성자의 갯수가 증가하여 핵분열을 일으키는데 불리한 위치이기 때문에 출력이 낮은 것이다. 이와 같이 핵연료 장전 위치마다 출력이 서로 상이하기 때문에 원자로 전체 출력을 감시하는 것도 중요하지만, 각 핵연료에 따라 출력분포를 감시하는 것은 더 중요하다.
또한, 핵연료의 높이가 약 4m이기 때문에 축방향으로 발산하는 출력분포 역시 운전중에 지속적으로 변화하며 이 또한 중요 감시대상이 된다.
핵연료장전모형은 1/4 노심 대칭구조로 배치되어 연소하기 때문에 설계과정에서는 특별한 경우가 아니면, 1/4 노심의 사분면에 대한 평가만 수행하고, 나머지 3개 사분면은 대칭으로 동일하다고 간주한다. 그러나, 실제 발전소 감시는 4개 사분면 모두에 대해 감시하면서 안전성을 지속적으로 확인감시하게 된다.
원자로의 출력을 감시하는 방법으로 첫째는 냉각재 온도상승에 따른 열출력 감시, 둘째는 중성자 감시가 있다. 첫째 감시방법은 원자로 입구 냉각재 온도와 출구 냉각재 온도 그리고 유량을 측정하여 원자로 내부에서 발생하는 총 열출력을 감시하는 방법으로서 원자로 내부에서 발생하는 전체 열출력을 감시할 수는 있으나, 각 핵연료집합체별 출력분포는 감시할 수 없다. 둘째 감시방법은 중성자 계측기를 이용하여 감시하는 방법인데, 중성자와 반응하는 물질로 구성된 계측기를 설치하고 그 반응 정도를 전기신호로 바꾼 후 그 전기 신호의 크기로 출력을 감시하는 방법이다.
중성자 계측기는 원자로 내부에 설치하는 노내 계측기와 원자로 외부에 설치하는 노외 계측기가 있다. 노내 계측기는 원자로 내부의 핵연료집합체에 삽입되는데, 계측기 1개는 축방향으로 5개로 세분되어 각 축방향 위치에서 발생하는 중성자를 감시할 수 있다. 노내 계측기는 전체 200여 개의 핵연료집합체 중 골고루 선택된 40~60여 개의 핵연료 집합체에 삽입되어 여기서 나오는 전기 신호로부터 핵연료 전체에 대한 출력분포를 측정하고, 또한 축방향 출력분포도 측정하게 된다.
선택된 40~60여 개의 측정 신호만을 바탕으로 적절한 수학적 처리과정을 거쳐 전체 200여 개의 핵연료집합체에 대한 출력을 모두 측정한다고 볼 수 있으며, 이렇게 측정된 3차원 출력분포는 매우 정확하기 때문에 실제 발전소 운전중에는 이 측정결과를 참값(true)으로 간주한다.
그러나 노내 계측기의 전기신호는 중성자 반응 즉시 나타나지 못하는 특성이 있기 때문에(time delay) 정상적인 운전 상태를 감시하는 데에는 매우 우수하나. 원자로 출력이 갑자기 상승하거나 긴급하게 천이(遷移)상태가 발생하는 경우 및 축방향 출력분포가 갑자기 변하는 경우 등에는 적절한 대응이 곤란한 점에서 문제가 있다.
노외 계측기는 원자로 밖으로 누출되는 중성자를 측정한다. 원자로 내부에서 발생한 중성자의 일부는 반드시 밖으로 누출되며, 출력이 높아질수록 누출되는 중성자의 양도 많아지는 원리를 이용하여 출력을 감시하는 것이다.
밖으로 누출되는 중성자는 대부분 운동에너지가 큰 속중성자(속도가 빠른 중성자)이며, 이렇게 속도가 빠른 중성자는 계측기와 반응하는 정도가 약하기 때문에 속도가 느린 열중성자(느린 중성자를 열중성자라 칭함.)로 속도를 감속시킬 필요가 있다. 감속된 중성자는 노외 계측기의 U-235와 매우 잘 반응하기 때문에 충분히 큰 신호를 발생한다.
속중성자를 열중성자로 감속시키기 위해 계측기 주변에 레진(resin)이라 칭하는 중성자 감속재료를 배치하여 계측기에 들어오는 열중성자의 수를 증가시킨다.
상기 레진(resin)은 수소-탄소-산소-규소 등의 원소를 포함하는 화학물질로 감소재료의 밀도, 두께, 설치형상 등은 노외 계측기 신호의 크기에 매우 중요한 기능을 한다. 노외 계측기는 원자로 4개 사분면에 각각 1세트씩, 그리고 1세트에는 축 방향으로 각각 상부, 중부, 하부계측기가 설치되어 실제로는 총 12개의 계측기가 원자로 전체를 감시를 한다. 노외계측기는 원자로 밖으로 누출되는 중성자를 측정하기 때문에 원자로 내부 각 핵연료집합체별 출력분포는 측정할 수 없지만, 상부, 중부, 하부 계측기 신호의 합으로부터 원자로 전체출력의 크기를 감시할 수 있고, 또한 상부, 중부, 하부 계측기 신호의 합이 1.0이 되도록 정규화했을 때 상부, 중부, 하부 각 신호의 상대 크기로부터 축방향 출력분포를 감시할 수 있다.
한 예로, 노심 전체 출력은 일정한 상태에서 축방향 출력 분포가 상부방향으로 이동하여 하부쪽 출력이 상대적으로 감소하는 경우, 상부 계측기 신호는 증가하고, 역으로 하부 계측기 신호는 감소하게 된다. 그러나 상부, 중부, 하부 계측기 신호의 합은 일정한 크기를 유지할 것이다. 이렇게 각 부위별 신호의 상대크기 변화를 지속적으로 감시하여 축방향 출력분포가 안전한 상태를 유지하는지 확인감시 한다.
노외 계측기의 형상처리함수(Shape Annealing Function, SAF)는 일반적으로 설계단계에서 미리 결정한 것을 발전소에 적용하는 것으로, 노내 계측기로부터 측정된 정확한 축방향 출력분포와 설계단계에서 결정된 형상처리함수를 상기의 발명의 배경이되는 기술에 표기된 식1, 식2, 식3에 따라 이를 조합하면, 예상되는 노외 계측기의 상부, 중부, 하부 계측기의 신호가 계산되는 것이다.
만약 이 형상처리함수(SAF)가 적절히 결정되었다면, 매우 다양한 노심 축방향 출력분포에 대해 예측된 노외 계측기 신호와 실제 측정된 신호가 잘 일치할 것이나, 형상처리함수가 적절하게 결정되지 않은 경우라면 차이가 발생하게 된다.
원자로 특정 출력(예, 20% 출력)에서 예측된 신호와 측정된 신호 사이에 오차가 발생하면, 교정과정(전기 신호의 증폭 조정)을 통해 일치시킬 수는 있지만, 형상처리함수가 정확히 결정되지 않았다면, 또 다른 출력(50% 또는 100%)이나 다른 축방향 출력분포하에서는 또다시 오차를 유발하는 상황이 반복되어 원활한 운전을 하는데 방해요인이 된다.
따라서, 노외 계측기 형상처리함수를 정확하게 결정하는 것이 매우 중요하다. 이에 따라 노외 계측기의 형상처리함수는 원자로 축방향 특정위치의 출력이 노외 계측기 각각의 신호에 미치는 기여도(또는 가중함수)로서 중성자 수송계산을 통해 결정한다.
중성자 수송계산은 원자로에 존재하는 중성자들이 밖으로 퍼져 나가는(수송되어 가는) 현상을 수학적으로 표현한 중성자 수송방정식을 수치 해석하여 원자로의 모든 위치에서의 중성자 수 분포를 계산하는 방식을 말한다.
이를 위해서는 상업용으로 개발된 수송계산 코드를 사용하는데, 계산 방법에 따라 크게 두 가지 종류의 코드가 사용되는데 ① 결정론적 방법 코드 즉, 해석모델에 포함된 기하구조를 각각의 구역마다 미세한 격자형태로 분할한 후 수치적 해석방법을 이용하여 해(解)를 구하는 방법이고, ② 몬테칼로 방법 코드 즉, 중성자 선원의 이동경로를 추적하면서 확률적으로 해(解)를 구하는 방법으로 다양하고 복잡한 기하구조에 대하여도 적용되는 점이 장점이 있는 반면, 계산하는데 소요되는 시간이 많은 점에서 단점으로 지적되고 있다. 상기의 두 방법 모두 널리 사용되는 방법이며 기본적으로 거의 비슷한 결과치를 얻는 방법이다.
또한, 수송계산은 전방수송계산과 수반수송계산이 있는데, 전방 수송계산은 중성자 선원을 원자로 노심 위치에 정의하고 계측기 위치에 도달하는 중성자를 계산하여 기여도를 계산하는 방식이며, 수반 수송계산은 역으로 계측기 위치에 중성자 선원이 있다고 가정하고 원자로 노심 위치에 도달하는 중성자를 계산하여 기여도를 계산하는 방식이다. 상기의 전방수송계산과 수반수송계산은 모두 동일한 결과를 주지만, 사용자의 편의성과 교육방법 및 관습에 의하여 전방수송계산 또는 수반수송계산을 활용하는 것이다.
수송계산 수행을 위한 기하구조의 모델링에서, 2차원 모델링과 3차원 모델링을 사용할 수 있다. 일반적으로 3차원 모델링이 좀더 정확한 해(解)를 주지만 계산하는 시간이 많이 소요되는 단점이 있다.
또한, 노외 계측기의 형상처리 함수에 결정적인 영향요인은 감속재료(resin)의 밀도, 두께, 설치형상 등이며, 상기와 같은 요인을 잘못 입력하여 모델링 되는 경우라면 아무리 3차원 계산을 수행한다 하더라도 정확한 함수계산과는 요원한 결과가 될 수 있어 문제점으로 지적할 수 있다.
형상처리함수(SAF) 결정을 위한 모델링 단계에서는 원자로 각 구조물에 대한 기하구조 및 재료 정보, 노외 계측기의 기하구조와 재료 정보 등을 입력하게 되는데, 기본적으로 설계도면과 계측기 제작자가 제공한 정보를 바탕으로 입력하게 된다. 그러나, 실제 노외 계측기 설치과정에서 설계도면, 제작 시방서에 차이가 발생하면 이 경우 예측된 신호와 실제 신호 사이에 오차가 계속 발생하는 현상을 극복하는데 한계로 여겨진다.
중성자 수송계산에서는 2차원 또는 3차원, 전방 또는 수반계산, 결정론적 또는 몬테칼로 등 모든 방법에서, 원자로 설치시 설계자 또는 제작자로부터 제공된 도면과 재질자료를 근거로 수송계산이 수행된다.
그러나 실제 원자력발전소 건설 및 노외계측기 설치 과정에서 설계도면과 차이가 발생할 수 있으며, 특히 SAF 결정에 매우 큰 영향을 주는 요인은 노외계측기 내부 감속재료의 중성자 반응 단면적에 대한 실제 값은 제작사마다 상이하고, 업무기밀에 속하는 것으로 실제 값을 알 수가 없기 때문에 이런 차이들이 SAF 결정에 큰 오차를 유발하는 것이다.
현재까지는 상기 과정을 통해 SAF를 결정한 후 실제 원자력발전소에서 측정된 신호와 비교하여 차이가 발생하는 경우, 그 원인을 분석하고 SAF 결정과정에서 수행된 모델링을 변경함으로써 오차를 감소시키는 방법을 사용하였으나, 여전히 근사값 추출과정에 따른 오차는 계속 존재하고 있다.
또한, 원자력발전소 건설시 설계자 또는 제작자로부터 제공된 노외계측기 도면과 감속재료의 세부적인 자료가 실제 건설 및 설치과정에서 오차 내지 차이가 발생한 것을 활용하는 경우, 근원적인 해결은 거의 불가능한 실정이다.
노외계측기의 레진(resin)이라 호칭하는 감속재료는 수소, 탄소, 산소, 그리고 규소 성분을 포함하는 화학물질로서 노외계측기를 보호하면서 계측기로 인입되는 중성자의 에너지를 감속시켜 계측기 내부 U-235와의 반응도를 증가시킴으로써 충분히 큰 신호가 발생할 수 있도록 한 재료이다.
본 발명의 연구를 통해 상기의 레진(resin) 재료의 성분과 각성분별 함량, 그리고 두께 등이 SAF에 매우 큰 영향을 주는 것으로 확인되었다. 그러나 설계단계에서는 노외계측기 공급자가 제공한 제반 자료만을 믿고 그 자료를 근거로 SAF를 도출하기 때문에, 실제 설치된 레진(resin)의 제반 자료와 차이가 있는 경우, 큰 측정 오차를 유발할 뿐만 아니라, 그 원인을 원천적으로 파악하는 것은 거의 불가능한 상황이다.
본 발명의 주 착안점은 실제 측정된 노외계측기 상부, 중부, 및 하부 각각의 신호를 근거로 노내계측기의 실제 신호와 최소오차를 갖도록 하는 SAF를 유도하는 것이며, 이렇게 하기 위한 제반 절차와 방법을 포함한 것이다.
본 발명은 중성자 전방수송계산 모델에 제반 구조물과 노외계측기를 포함하고, SAF 결정에 큰 영향을 미치는 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자 반응 단면적을 변경하면서 2개씩의 SAF를 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각에 대해 도출한 후 실제 발전소에서 다양한 축방향 노심 출력분포에 따라 측정된 상부, 중부, 및 하부 계측기 신호와 최소 오차를 나타내는 SAF를 상부, 중부, 및 하부에 대해 각각 결정하는 과정을 거쳤다.
감속재료의 중성자 반응 단면적은 감속재료 내부에 포함된 수소, 탄소, 산소, 그리고 규소의 원자밀도에 비례하는 것이므로 반응 단면적 자료집 산출은 이 성분들의 원자밀도를 변경함으로써 쉽게 산출이 가능하다.
도 1은 원자로 노심과 노외계측기의 배치상태를 도시한 도면이고, 도 2는 도 1의 A-A의 단면을 도시한 도면이고, 도 3은 전방수송계산을 개념적으로 도시한 도면이며, 도 4는 본 발명의 실시례에 따라 도출된 노심의 축방향 높이와 상부, 중부, 하부 계측기의 형상처리함수(SAF)를 비교한 도면이고, 도 5는 본 발명의 실시례에 따라 도출된 노심의 축방향 높이와 상부, 중부, 하부계측기의 차별 단면적 형상처리함수를 비교한 도면이다.
본 발명은 중성자 수송계산에 사용될 제반 재질별 중성자 반응단면적 자료집을 산출하되 노외계측기 SAF 값에 큰 영향을 미치는 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 반응단면적을 설계자료 참고 값과 이 값의 1/2(50%)에 해당하는 값을 포함하도록 2개 자료집을 각각 산출하고, 이때 그 외 다른 재질의 단면적은 동일하게 적용한 것이다.
도 3의 원자로 노심 축방향 분할층 중 1개 분할층에만 중성자 선원을 정의하고 상기 생산된 2개의 중성자 반응단면적 자료집과 중성자 수송계산용 전산코드를 이용하여 2회의 전방 수송계산을 수행한다.
상기 2회의 전방 수송계산 결과로부터 서로 다른 2개의 중성자 반응 단면적 자료에 따른 에너지별 중성자속(flux)을 상부, 중부, 및 하부 계측기 위치에 대해서 각각 도출하는 것이다.
상기와 같이 도출된 상기 상부, 중부, 및 하부 계측기 위치의 에너지별 중성자속에 U-235의 에너지별 핵분열 반응 단면적을 곱하고 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각의 부피에 대해 적분하여 선원이 정의된 해당 축방향 분할층이 해당 계측기 각각에 미치는 반응율 기여도를 계산한다. 원통형 좌표를 이용하여 수식으로 표현하면 다음과 같다.
Figure 112015087414341-pat00027
수식(4)
여기서,
R은 중성자 선원이 정의된 1개의 분할층에서 발생된 중성자가 해당 계측기 각각에 미치는 반응율 기여도로서 20개 분할층으로 나누는 경우 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각에 대해 20개의 값을 가지며,
Figure 112015087414341-pat00028
는 계측기에 포함된 U-235의 에너지 의존 핵분열 반응 단면적이며,
Figure 112015087414341-pat00029
는 중성자 전방수송계산으로 도출된 계측기 위치의 에너지 의존 중성자속(flux)이며, 부피에 대한 적분구간은 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각에 대한 부피이다.
이 과정을 2개의 단면적 자료에 대해 각각 수행하도록 한다.
원자로 노심의 축방향 분할층 모두에 대해 상기 과정을 반복함으로써 모든 분할층 각각이 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각에 미치는 영향을 2개 단면적 자료에 대해 계산한다. 본 발명을 위한 시험 계산에서는 원자로 노심 축방향 분할층을 20개로 수행하였으나 최소 15개 이상이면 가능한 것이다.
형상처리함수 SAF는 그 자체의 절대값 보다는 상대 값을 사용되기 때문에 상기 과정에서 생산된 SAF는 이용자의 편의에 따라 정규화하여 사용할 수 있다. 본 발명에서는 상부, 중부, 및 하부 SAF를 원자로 축방향 높이에 대해 적분한 값의 합이 1.0이 되도록 정하였다.
도 4는 본 발명에서 수행된 20개 분할층에 대해 상기 과정을 통해 계산된 SAF로서 각각은 다음과 같이 표현한다.
‘
Figure 112015087414341-pat00030
’은 20개 분할층 각각에 대한 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 상부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이며,
‘
Figure 112015087414341-pat00031
’는 20개 분할층 각각에 대해 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 상부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 1/2(50%)에 해당하는 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이고,
‘
Figure 112015087414341-pat00032
’은 20개 분할층 각각에 대해 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 중부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이며,
‘
Figure 112015087414341-pat00033
’는 20개 분할층 각각에 대해 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 중부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 1/2(50%)에 해당하는 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이다.
‘
Figure 112015087414341-pat00034
’은 20개 분할층 각각에 대해 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 하부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이다.
‘
Figure 112015087414341-pat00035
’는 20개 분할층 각각에 대해 값을 가지며, 각각의 분할층에서 발생된 중성자가 하부 계측기 신호에 미치는 영향으로 설계자료 참고값의 1/2(50%)에 해당하는 감속재료 중성자 반응 단면적을 사용한 결과이다.
상기 과정을 통해 상부, 중부, 및 하부 각각에 대해 2개씩의 SAF가 생산되었으며, 이 2개의 SAF의 조건은 서로 동일하고 다만, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자 반응 단면적만 서로 다른 상태이다.
도 4와 같이 감속재료의 중성자 반응 단면적에 따라 SAF 형상이 완만하게 달라지는 것을 확인할 수 있으며, 감속재료의 반응 단면적이 SAF 결정에 가장 영향을 주는 것으로 확인되었다.
원자력발전소에서는 매우 다양한 축방향 출력분포
Figure 112015087414341-pat00036
에 대해 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각의 신호를 측정하여 보존하고 있다.
따라서 본 발명의 핵심은 다양한
Figure 112015087414341-pat00037
에 대해 측정된 계측기 신호를 이용하여 최적의
Figure 112015087414341-pat00038
를 역으로 도출해 낸 것이다.
이를 위해 다음의 방법을 사용하면, 먼저 아래 식5와 같이
Figure 112015087414341-pat00039
를 상부, 중부, 및 하부 계측기에 대해 각각 도출한다.
Figure 112015087414341-pat00040
(식5)
여기서,
Figure 112015087414341-pat00041
차별 단면적 형상처리함수는, 감속재료의 중성자 반응 단면적 차이가
Figure 112015087414341-pat00042
에 미치는 영향으로 상부, 중부, 및 하부 계측기 각각에 대해 도출되며, 도 5와 같이 표현된다.
Figure 112015087414341-pat00043
는 도 4의 점선으로 표시된 함수이며,
Figure 112015087414341-pat00044
은 도 4의 실선으로 표시된 함수이다.
상기 식 5에서는 상부, 중부, 및 하부를 나타내는 첨자 T, M, 및 B를 편의상 생략하고 일괄로 표현하여 이상의 결과로 도출된
Figure 112015087414341-pat00045
,
Figure 112015087414341-pat00046
, 및
Figure 112015087414341-pat00047
를 이용하여 최적화된 최소 오차 형상처리함수
Figure 112015087414341-pat00048
는 다음 식으로 표현하면,
Figure 112015087414341-pat00049
(식6)
여기서는, 높이용 상수(A)와, 폭과 모양용 상수(B)에 관한 것이다.
Figure 112015087414341-pat00050
는 원자력발전소 노외계측기 신호를 이용하여 최적화 과정을 통해 도출될 최소 오차 형상처리함수이며,
Figure 112015087414341-pat00051
와
Figure 112015087414341-pat00052
는 최적 형상처리함수를 도출하기 위해 결정할 상수로서
Figure 112015087414341-pat00053
는 높이용 상수이고,
Figure 112015087414341-pat00054
는 폭과 모양용 상수에 관한 것이다.
상기 식6에서
Figure 112015087414341-pat00055
값이 증가하면, 해당 계측기 신호의 크기가 증가하며, 이와 반대로
Figure 112015087414341-pat00056
값을 증가하면, 해당 계측기로부터 멀리 떨어진 축방향 분할층의 기여도가 상대적으로 증가하게 된다.
실제 원자력발전소에서는 매우 다양한 축방향 출력분포 자료와 이때 측정된 노외계측기 신호를 보유한다.
따라서, 다양한 축방향 출력분포에 대해 실제 측정값과 최소오차를 나타내는 적절한
Figure 112015087414341-pat00057
와
Figure 112015087414341-pat00058
값을 쉽게 도출할 수 있다.
따라서, 본 발명의 실시례에 의한 단면적 차이에 따른 형상처리함수에 기반을 두고, 형상처리함수의 높이용 상수와, 폭 및 모양용 상수를 활용하여 원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법은 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로용기, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기를 모델링하는 모델링 형성단계(S1);와,
상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값의 1/2(50%)로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₂⒵)에서 상기 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산되는 형상처리함수(SAF₁⒵) 값을 뺀 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf⒵)를 형성하는 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);와,
상기 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);를 거친 후, 형상처리함수의 폭과 모양용 상수(B)를 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)에 곱한 값에, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF₁⒵)를 합(더)한 전체의 값에, 형상처리함수의 높이용 상수(A)를 곱하여 최소 오차 형상처리함수를 형성하는 단계(S3)를 포함하는 것이다.
또한, 상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심에 중성자 선원을 정의하고, 계측기 위치에 도달하는 중성자를 계산하는 전방수송계산을 수행하는 단계(S4)를 갖는 것이다.
또한, 상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 원자로 노심에 도달하는 중성자를 계산하는 수반수송계산을 수행하는 단계(S5)를 갖는 것이다.
또한, 상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심 또는 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 중성자 이동경로를 추적하면서 확률적인 해(解)를 수행하는 단계(S6)를 포함하는 것이다.
도 6 내지 도 8는 상기 단계별 방법에 의하여 위치별로 실시한 것으로, 실제 원자력발전소에서 측정된 120여 개의 축방향 출력분포와 이때 측정된 각각의 노외계측기 신호를 근거로, 기존의 SAF 와 본 발명의 최적 값 SAF에 따른 오차를 비교한 것 을 도시한 것이다. 도 6은 하부 계측기의 결과로서, 최적화 전 상대오차는 -5% ~ +14% 수준에 비하여, 최적화된 상대오차는 ±1% 수준으로 약 10배 개선되어 평탄하고 완만한 곡선을 나타냄을 인식할 수 있으며, 오차에 대한 제곱평균제곱근(root mean square)도 7.5에서 0.8 수준으로 감소하여 매우 양호하게(9.4배) 개선된 결과를 도출하였다.
도 7은 중앙 계측기의 측정결과로서, 최적화 전 상대오차는 -0.8% ~ 1.5% 수준에서 최적의 상대오차는 -0.3% ~ +0.6% 수준으로(2.5배) 개선되었고, 오차에 대한 제곱평균제곱근(root mean square)도 0.8에서 0.4 수준으로(2배) 개선된 결과를 도출하였다.
도 8은 상부 계측기의 측정결과로서, 최적화 전 상대오차는 -8% ~ +10% 수준에 비하여, 최적화된 상대오차가 ±1% 이내로 감소하여(약 9배) 개선됨을 인식할 수 있고, 오차에 대한 제곱평균제곱근(root mean square)도 6.6에서 0.2 수준으로 감소 되어 매우 양호하게 개선된 결과를 나타내어 평평한 수평선형태로 변화되어 참값에 근접한 선형을 도출하였다.
따라서, 상기 120개의 발전소 측정 자료와 본 발명에서 제시한 최적화 방법을 이용하면 설계 단계에서 결정된 형상처리함수의 오차를 최소로 감축시킬 수 있어 신속하고 더욱 정확하게 원자로의 출력을 감시할 수 있는 것이다.
이상에서 설명한 본 발명의 실시례는 장치 및 방법을 통해서만 구현이 되는 것은 아니며, 본 발명의 실시예의 구성에 대응하는 기능을 실현하기 위한 프로그램, 그 프로그램이 기록된 기록 매체 등을 통해 구현될 수도 있으며, 이러한 구현은 앞서 설명한 실시예의 기재로부터 본 발명이 속하는 기술분야의 전문가라면 쉽게 구현할 수 있는 것이다.
상기 설명에서 본 발명의 실시예에 대하여 상세하게 설명하였지만, 본 발명의 권리범위는 이에 한정되는 것은 아니고 다음의 청구범위에서 정의하고 있는 본 발명의 기본 개념을 이용한 당업자의 여러 변형 및 개량 형태 또한 본 발명의 권리범위에 속하는 것이다.
10: 원자로 노심 20: 노심 슈라우드
30: 노심 지지 배럴 40: 원자로 용기
50: 노외계측기 감속재료 60: 상부 계측기
70: 중부 계측기 80: 하부계측기
90: 콘크리트 차폐체

Claims (4)

  1. 원자로 노심, 원자로 내부구조물, 원자로용기, 원자로 외부구조물, 및 노외계측기를 모델링하는 모델링 형성단계(S1);와,
    상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값의 1/2(50%)로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF2(z))에서 상기 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산되는 형상처리함수(SAF1(z)) 값을 뺀 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf(z))를 형성하는 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2);와,
    상기 차별 단면적 형상처리함수 형성단계(S2)를 거친 후, 형상처리함수의 폭과 모양용 상수(B)를 차별 단면적 형상처리함수(SAFcf)에 곱한 값에, 노외계측기 보호통 내부 감속재료의 중성자반응 단면적을 설계 값으로 형성하여 상부, 중부, 하부에서 생산된 형상처리함수(SAF1(z))를 합(더)한 전체의 값에, 형상처리함수의 높이용 상수(A)를 곱하여 최소 오차 형상처리함수를 형성하는 단계(S3)를 포함하고,
    상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심에 중성자 선원을 정의하고, 계측기 위치에 도달하는 중성자를 계산하는 전방수송계산을 수행하는 단계(S4)를 갖는 것과,
    상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 원자로 노심에 도달하는 중성자를 계산하는 수반수송계산을 수행하는 단계(S5)를 갖는 것과,
    상기의 모델링 형성단계(S1)를 거친 후, 원자로 노심 또는 계측기 위치에 중성자 선원을 정의하고, 중성자 이동경로를 추적하면서 확률적인 해(解)를 수행하는 단계(S6)를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 축소방법.
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111487671A (zh) * 2020-05-26 2020-08-04 北京大学 一种中子核反应截面测量中减小中子能量误差的方法
CN115691708A (zh) * 2022-09-06 2023-02-03 上海交通大学 压水堆crud轴向线性截面变化的中子学模拟方法
KR102607743B1 (ko) * 2023-05-03 2023-11-29 유성훈 원자로 압력용기 중성자 조사량 감시방법
KR20240110169A (ko) 2023-01-05 2024-07-15 한국수력원자력 주식회사 노외계측기응답함수를 얻는 방법

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20010038820A (ko) * 1999-10-27 2001-05-15 이종훈 개선된 노외계측기 교정방법
KR100856379B1 (ko) * 2007-03-28 2008-09-04 한국전력공사 유전알고리즘을 이용한 노외계측기의 설정치 결정방법
KR20100047536A (ko) * 2008-10-29 2010-05-10 한국전력공사 원자력발전소 노외계측기의 재규격화 교정방법
KR101266522B1 (ko) 2012-01-09 2013-05-24 한국전력기술 주식회사 ３차원 모델에 기반하고 몬테칼로법을 이용한 원자력발전소 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 감소 방법

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20010038820A (ko) * 1999-10-27 2001-05-15 이종훈 개선된 노외계측기 교정방법
KR100856379B1 (ko) * 2007-03-28 2008-09-04 한국전력공사 유전알고리즘을 이용한 노외계측기의 설정치 결정방법
KR20100047536A (ko) * 2008-10-29 2010-05-10 한국전력공사 원자력발전소 노외계측기의 재규격화 교정방법
KR100991441B1 (ko) 2008-10-29 2010-11-03 한국전력공사 원자력발전소 노외계측기의 재규격화 교정방법
KR101266522B1 (ko) 2012-01-09 2013-05-24 한국전력기술 주식회사 ３차원 모델에 기반하고 몬테칼로법을 이용한 원자력발전소 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 감소 방법

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111487671A (zh) * 2020-05-26 2020-08-04 北京大学 一种中子核反应截面测量中减小中子能量误差的方法
CN111487671B (zh) * 2020-05-26 2021-11-02 北京大学 一种中子核反应截面测量中减小中子能量误差的方法
CN115691708A (zh) * 2022-09-06 2023-02-03 上海交通大学 压水堆crud轴向线性截面变化的中子学模拟方法
KR20240110169A (ko) 2023-01-05 2024-07-15 한국수력원자력 주식회사 노외계측기응답함수를 얻는 방법
KR102607743B1 (ko) * 2023-05-03 2023-11-29 유성훈 원자로 압력용기 중성자 조사량 감시방법

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