KR102508733B1 - Prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and its method - Google Patents

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KR102508733B1
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조진복
배승준
육대성
김시환
류석진
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유저스(주)
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Abstract

The present invention relates to a prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and a method thereof and, more specifically, to a prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and a method thereof which calculate a reactivity degree of the core by measuring an in-core nuclear measuring instrument signal and an ex-core nuclear measuring instrument signal, respectively and correct a reactivity degree of an in-core nuclear measuring instrument and a reactivity degree of an ex-core nuclear measuring instrument to be in the same range.

Description

즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법{Prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and its method}Prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and its method}

본 발명은 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 노외핵계측기 신호와 노내핵계측기 신호를 각각 측정하여 노심의 반응도를 계산하고 노내핵계측기의 반응도가 노외핵계측기 반응도와 동일한 범위 안에 들어오도록 보정하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 관한 것이다.The present invention relates to an instantaneous type in-furnace nuclear instrument signal correction system and method thereof, and more particularly, to calculate the reactivity of the reactor core by measuring the out-of-furnace nuclear instrument signal and the in-furnace nuclear instrument signal, respectively, and to determine the reactivity of the in-furnace nuclear instrument It relates to a system and method for correcting a signal of an instantaneous furnace nuclear instrument that is corrected to be within the same range as the reactivity.

노내핵계측기는 가압형 원자력발전소에서 노심내의 중성자속을 측정하는 계측기이다. 원자력발전소에서 노심내부의 중성자속은 노심 보호와 원자로 출력제어를 위해 감시해야 하는 매우 중요한 정보이다.The in-reactor nuclear meter is a measuring instrument that measures the neutron flux in the core of a pressurized nuclear power plant. In a nuclear power plant, the neutron flux inside the core is very important information to be monitored for core protection and reactor output control.

원전에서 노심의 중성자속을 측정하는 방법은 노외핵계측기를 이용하는 방법과 노내핵계측기를 이용하는 방법이 있다. 가장 정확한 노심의 중성자속을 측정하는 방법은 노내핵계측기를 이용하는 것이지만, 현재 국내 상용원전에서 사용되는 노내핵계측기는 로듐물질을 이용하여 중성자속을 측정하며, 로듐은 중성자를 흡수하여 베타 붕괴를 하면서 신호를 발생하므로 필연적인 신호 지연 현상이 발생한다. 따라서, 현재 상용로는 중성자속에 즉각적으로 반응하는 노외핵계측기를 통해 노심의 외각에서 중성자속을 측정하고 측정된 정보는 노심보호용으로 사용되며, 현재의 로듐 노내핵계측기의 경우는 지연시간을 수학적 필터 기법을 활용하여 보상하고 보상된 신호를 노외핵계측기의 부정확한 신호를 보정하기 위한 수단과, 노심 운전제한치 감시 계통에 신호를 제공하는 목적으로 사용된다.In a nuclear power plant, there are two methods of measuring the neutron flux of the core: a method using an out-of-furnace nuclear instrument and a method using an in-furnace nuclear instrument. The most accurate way to measure the neutron flux of the core is to use an in-reactor nuclear gauge, but currently used in commercial nuclear power plants in Korea, the in-furnace gauge uses rhodium to measure the neutron flux, and rhodium absorbs neutrons and undergoes beta decay. Since a signal is generated, an inevitable signal delay phenomenon occurs. Therefore, the current commercial furnace measures the neutron flux outside the core through an out-of-furnace nuclear instrument that responds immediately to the neutron flux, and the measured information is used for core protection. Compensation is made using the technique, and the compensated signal is used for the purpose of providing a means for correcting the inaccurate signal of the off-noise nuclear instrument and a signal to the core operating limit monitoring system.

상기 기술한 바와 같이 노심내의 정확한 중성자속 측정은 노내계측기를 이용하는 것이나 계측기의 물리적인 지연시간 문제로 노심 보호계통으로 사용이 불가하다. 따라서, 이를 해결하기 위해 코발트 물질을 에미터로 활용하는 즉발응답형 노내핵계측기를 개발하고 있으며, 이에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 하지만 코발트 물질을 활용한 즉발응답형 노내핵계측기 역시 중성자속에 대해 약 90% 수준만 즉발 반응으로 전류신호를 생성하고 약 10%의 전류신호는 베타붕괴에 의한 전류신호이기 때문에 노심보호계통에 적용이 가능하기 위해서는 지연신호에 대한 적절한 보정이 필요하다.As described above, accurate neutron flux measurement in the core is performed using an in-furnace measuring instrument, but cannot be used as a core protection system due to a physical delay time problem of the measuring instrument. Therefore, in order to solve this problem, an instantaneous response type reactor nuclear instrument using cobalt as an emitter is being developed, and many studies are being conducted on this. However, the instantaneous response type reactor nuclear instrument using cobalt material also generates a current signal with an immediate response of only about 90% of the neutron flux, and about 10% of the current signal is a current signal by beta decay, so it is applicable to the core protection system. For this to be possible, appropriate compensation for the delayed signal is required.

한국등록특허공보 제10-1671312호("다중열전대 노내핵계측기를 이용하는 중대사고후 원자로내부상태 감시시스템 및 감시방법", 등록일 2016.10.26.)Korean Registered Patent Publication No. 10-1671312 (“System and method for monitoring the internal state of a nuclear reactor after a severe accident using a multi-thermocouple in-reactor nuclear instrument”, registration date 2016.10.26.)

본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서 본 발명의 목적은, 노외핵계측기 신호와 노내핵계측기 신호를 각각 측정하여 노심의 반응도를 계산하고 노내핵계측기의 반응도가 노외핵계측기 반응도와 동일한 범위 안에 돌아오도록 보정하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법을 제공하는 것이다.The present invention has been made to solve the above problems, and an object of the present invention is to calculate the reactivity of the core by measuring the signal of the out-of-furnace nuclear instrument and the signal of the in-furnace nuclear instrument, respectively, and to calculate the reactivity of the in-furnace nuclear instrument and It is to provide a system and method for correcting a signal of an instantaneous furnace nuclear instrument that corrects to return within the same range.

본 발명의 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템은 노심의 내측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노내핵계측기와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값을 증폭하는 노내핵계측기 증폭계통과 노심의 외측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노외핵계측기와 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값을 증폭하는 노외핵계측기 증폭계통과 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 신호값을 보정하는 제어부와 상기 보정된 중성자속 신호값을 출력하는 노심보호연산기 및 출력된 신호값을 적용하여 노심을 보호하는 노심보호계통을 포함한다.The instantaneous reactor nuclear instrument signal correction system of the present invention includes an in-furnace nuclear instrument for measuring the neutron flux signal value inside the core, an in-furnace instrument amplification system for amplifying the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument, and neutrons outside the core. The neutron flux signal of the in-furnace nuclear instrument based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument measuring the flux signal value, the out-of-furnace nuclear instrument amplifying system that amplifies the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument A control unit for correcting the signal value of the nuclear instrument in the reactor so that the reactivity of the value is the same, a core protection calculator for outputting the corrected neutron flux signal value, and a core protection system for protecting the core by applying the output signal value.

또한, 상기 제어부는 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값 및 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값을 저장하는 데이터 저장부와 상기 데이터 저장부에 저장된 각각의 신호값의 반응도를 계산하는 반응도 계산부와 상기 반응도 계산부에서 측정된 각각의 신호의 반응도가 동일한지 비교하는 반응도 비교부와 상기 반응도 비교부에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 보정값을 측정하는 보정값 계산부를 포함한다.In addition, the control unit includes a data storage unit for storing the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument and the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument and a reactivity calculation unit for calculating the reactivity of each signal value stored in the data storage unit The reactivity comparator for comparing whether the reactivity of each signal measured in the reactivity calculation unit is the same, and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector and a correction value calculation unit for measuring a correction value of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument so that the reactivity is the same.

또한, 상기 노내핵계측기는 에미터로 코발트 물질을 사용하는 것을 특징으로 한다.In addition, the in-furnace nuclear instrument is characterized in that a cobalt material is used as an emitter.

또한, 본 발명의 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 방법은 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템의 신호 보정 방법에 있어서, (a) 노내핵계측기 중성자속 신호값을 측정하는 단계와 (b) 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값이 보정된 신호값인지 확인하는 단계와 (c) 상기 (b) 단계에서 보정된 신호값이 아니라고 판단되면 제어부에서 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값을 보정하는 단계와 (d) 상기 (b) 단계에서 보정된 신호값으로 판단되면 상기 노내핵계측기 중성자속 신호값을 노심보호계통으로 전송하는 단계를 포함한다.In addition, the method for correcting the signal of the instantaneous nuclear instrument in the furnace of the present invention includes the steps of (a) measuring the neutron flux signal value of the instantaneous nuclear instrument in the furnace and (b) the measured (c) determining whether the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector is a corrected signal value; correcting the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument so that the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument is the same; and transmitting the value to the core protection system.

또한, 상기 (c) 단계는 (c-1) 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값에서 예상되는 지연신호와 초기보정값을 차감하여 보정된 노내핵계측기 중성자속 신호값을 생성하는 단계와 (c-2) 상기 보정된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계와 (c-3) 상기 노외핵계측기 중성자속 신호값을 측정하는 단계와 (c-4) 상기 측정된 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계와 (c-5) 상기 (c-2) 단계에서 계산된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도와 상기 (c-4) 단계에서 계산된 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도의 차이를 확인하여 두 값이 동일한지 판단하는 단계를 포함한다.In addition, the step (c) includes (c-1) generating a corrected neutron flux signal value of the nuclear detector in the furnace by subtracting an expected delay signal and an initial correction value from the measured value of the neutron flux signal of the nuclear detector in the furnace; c-2) calculating the reactivity of the corrected neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector; (c-3) measuring the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector; Calculating the reactivity of the neutron flux signal value and (c-5) the reactivity of the neutron flux signal value calculated in the step (c-2) and the neutrons calculated in the step (c-4) and determining whether the two values are the same by checking the difference in responsivity of the speed signal values.

또한, 상기 (c) 단계는 (c-6) 상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하다면 상기 (d) 단계로 넘어가는 단계와 (c-7) 상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하지 않다면 상기 (c-1)단계에서 상기 초기보정값에 일정 값을 추가하여 새로운 보정된 중성자속 신호값을 생성하며, 상기 (c-2)단계로 넘어가는 단계를 더 포함하며, 상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일할 때까지 상기 (c-7) 단계를 반복하는 것을 특징으로 한다.In addition, in the step (c), if the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument are the same in step (c-6) of (c-5), the step (d ) and (c-7), if the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument and the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument are not the same in the step (c-5), the step (c-5) In step -1), a new corrected neutron flux signal value is generated by adding a certain value to the initial correction value, and further comprising the step of going to step (c-2), and in step (c-5) It is characterized in that the step (c-7) is repeated until the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear measuring device and the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear measuring device are the same.

본 발명에 따른 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법은, 노내핵계측기의 물리적인 신호지연시간을 보정함으로써 보다 정확한 노심의 중성자속을 측정하여 노심보호계통에 적용할 수 있으며 이에 따라 오차 없이 노심을 보호할 수 있는 효과가 있다.The instantaneous nuclear instrument signal correction system and method according to the present invention can be applied to the core protection system by more accurately measuring the neutron flux of the core by correcting the physical signal delay time of the nuclear instrument in the reactor, and thus can be applied to the core protection system without errors. It has the effect of protecting the core.

도 1은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템을 나타낸 블록구성도
도 2는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템의 제어부의 구성을 구체화하여 나타낸 블록구성도
도 3은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 방법을 나타낸 순서도
도 4는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 방법의 (c) 단계를 구체화하여 나타낸 순서도
도 5는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정이 이루어지기 전의 결과값을 나타낸 그래프
도 6은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정값이 ??60nA일 때의 결과값을 나타낸 그래프
도 7은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정값이 ??80nA일 때의 결과값을 나타낸 그래프1 is a block configuration diagram showing an instantaneous in-furnace nuclear instrument signal correction system according to an embodiment of the present invention.
2 is a block diagram showing the configuration of a control unit of an instantaneous in-furnace nuclear instrument signal correction system according to an embodiment of the present invention.
3 is a flow chart showing a method for correcting signals of an instantaneous in-furnace nuclear instrument according to an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a flow chart specifically illustrating step (c) of a method for correcting a signal of an instantaneous in-furnace nuclear instrument according to an embodiment of the present invention.
5 is a graph showing a signal correction system for an instantaneous nuclear instrument in a furnace according to an embodiment of the present invention and a result value before correction according to the method;
6 is a graph showing a result value when a correction value according to an immediate furnace nuclear instrument signal correction system and method according to an embodiment of the present invention is ??60nA;
7 is a graph showing a result value when the correction value according to the immediate furnace nuclear instrument signal correction system and method according to an embodiment of the present invention is ??80nA;

이하, 본 발명의 기술적 사상을 첨부된 도면을 사용하여 더욱 구체적으로 설명한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니 되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.Hereinafter, the technical idea of the present invention will be described in more detail using the accompanying drawings. Prior to this, the terms or words used in this specification and claims should not be construed as being limited to the usual or dictionary meaning, and the inventor appropriately uses the concept of the term in order to explain his/her invention in the best way. It should be interpreted as a meaning and concept consistent with the technical idea of the present invention based on the principle that it can be defined.

따라서 본 명세서에 기재된 실시 예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 변형 예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.Therefore, since the embodiments described in this specification and the configurations shown in the drawings are only one of the most preferred embodiments of the present invention and do not represent all of the technical ideas of the present invention, various modifications that can replace them at the time of the present application It should be understood that there may be examples.

이하, 본 발명의 기술적 사상을 첨부된 도면을 사용하여 더욱 구체적으로 설명한다. 첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시된 일예에 불과하므로 본 발명의 기술적 사상이 첨부된 도면의 형태에 한정되는 것은 아니다.Hereinafter, the technical idea of the present invention will be described in more detail using the accompanying drawings. Since the accompanying drawings are only examples shown to explain the technical idea of the present invention in more detail, the technical idea of the present invention is not limited to the form of the accompanying drawings.

도 1은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템을 나타낸 블록구성도이며, 도 2는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템의 제어부의 구성을 구체화하여 나타낸 블록구성도이다.1 is a block configuration diagram showing an instantaneous in-furnace nuclear instrument signal correction system according to an embodiment of the present invention, and FIG. It is a block diagram that is concretely shown.

도 1 내지 도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명의 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템은, 노심의 내측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노내핵계측기(100)와 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값을 증폭하는 노내핵계측기 증폭계통(300)과 노심의 외측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노외핵계측기(200)와 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값을 증폭하는 노외핵계측기 증폭계통(400)과 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 노내핵계측기(100)의 신호값을 보정하는 제어부(500)와 상기 보정된 중성자속 신호값을 출력하는 노심보호연산기(600) 및 출력된 신호값을 적용하여 노심을 보호하는 노심보호계통(700)을 포함한다.As shown in FIGS. 1 and 2, the instantaneous type in-furnace nuclear instrument 100 signal correction system of the present invention includes the in-furnace nuclear instrument 100 and the in-furnace nuclear instrument 100 that measure the neutron flux signal value inside the core. ) Amplifying the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument amplification system 300 that amplifies the neutron flux signal value and the out-of-furnace nuclear instrument 200 that measures the neutron flux signal value outside the core and the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument 200 Based on the reactivity of the neutron flux signal values of the out-of-furnace nuclear counter amplification system 400 and the out-of-furnace nuclear counter 200, the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear counter 100 is the same as the signal value of the in-furnace nuclear counter 100 It includes a control unit 500 that corrects the neutron flux signal value, a core protection calculator 600 that outputs the corrected neutron flux signal value, and a core protection system 700 that protects the core by applying the output signal value.

또한, 제어부(500)는 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값 및 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값을 저장하는 데이터 저장부(510)와 데이터 저장부(510)에 저장된 각각의 신호값의 반응도를 계산하는 반응도 계산부(520)와 반응도 계산부(520)에서 측정된 각각의 신호의 반응도가 동일한지 비교하는 반응도 비교부(530)와 반응도 비교부(530)에서 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 보정값을 측정하는 보정값 계산부(540)를 포함한다.In addition, the control unit 500 includes a data storage unit 510 for storing the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear measuring instrument 100 and the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear measuring instrument 200 and each of the data stored in the data storage unit 510. The reactivity calculation unit 520 that calculates the reactivity of the signal value, the reactivity comparison unit 530 that compares whether the reactivity of each signal measured in the reactivity calculation unit 520 is the same, and the reactivity comparison unit 530 are used to measure the off-vehicle nuclear instrument. Correction value calculation unit for measuring the correction value of the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 so that the reactivity of the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 is the same based on the reactivity of the neutron flux signal value of 200 (540).

노내핵계측기(100)는 가압형 원자력발전소에서 노심 내의 중성자속을 측정하는 계측기이며, 노내핵계측기 증폭계통(300)은 상기 측정된 중성자속 신호값을 증폭시키는 것이 바람직하다. 또한, 노외핵계측기(200)는 가압형 원자력발전소에서 노심의 외각에서 중성자속 신호값을 측정하는 계측기이며, 노외핵계측기 증폭계통(400)은 상기 측정된 중성자속 신호값을 증폭시키는 것이 바람직하다. The furnace nuclear meter 100 is a measuring instrument for measuring the neutron flux in the core in a pressurized nuclear power plant, and the furnace nuclear meter amplification system 300 preferably amplifies the measured neutron flux signal value. In addition, the off-furnace nuclear meter 200 is a measuring instrument for measuring the neutron flux signal value at the outer edge of the core in a pressurized nuclear power plant, and the off-furnace nuclear meter amplification system 400 preferably amplifies the measured neutron flux signal value. .

여기서 노심이란 원자로의 핵연료를 담고 있어, 핵분열을 통해 열을 생산하는 부분으로, 핵분열 시 생성된 중성자의 감속 및 흡수, 핵분열생성물의 처리, 핵분열로 발생한 열의 전달 및 제거가 일어나는 곳이며, 노심 안에는 핵연료와 제어봉이 있으며, 중성자 감속재가 있다. 또한, 노심의 중성자속은 노심보호계통(700)에 입력되는 중요한 인가값이다.Here, the core is a part that contains the nuclear fuel of a nuclear reactor and produces heat through nuclear fission. It is a place where deceleration and absorption of neutrons generated during nuclear fission, processing of fission products, and transfer and removal of heat generated by nuclear fission occur. and control rods, and there is a neutron moderator. In addition, the neutron flux of the core is an important applied value input to the core protection system 700.

본 발명에서는 노내핵계측기(100)의 에미터로 코발트 물질을 사용한다. 종래 기술은 노내핵계측기(100)의 에미터로 로듐 물질을 사용했으나, 로듐은 중성자를 흡수하여 베타 붕괴를 하면서 신호가 발생되는데, 이 과정에서 필연적인 신호 지연 현상이 발생되며, 이에 따라 직접적인 노심보호용으로의 사용이 제한되는 단점이 있다. 하지만, 노내핵계측기(100)의 에미터로 코발트 물질을 사용하면 중성자속에 대한 90% 이상의 즉발 반응으로 전류 신호를 생성할 수 있으며, 나머지 약 10%의 지연 신호를 보정하면 노심보호계통에 적용이 가능하다. 따라서, 본 발명은 상기 지연 신호를 보정하기 위한 시스템 및 방법을 제공하는 것이다.In the present invention, a cobalt material is used as an emitter of the in-furnace nuclear instrument 100. In the prior art, rhodium material was used as the emitter of the nuclear instrument 100 in the reactor, but rhodium absorbs neutrons and generates a signal while undergoing beta decay. There is a disadvantage that the use for protection is limited. However, if cobalt material is used as the emitter of the nuclear instrument 100 in the furnace, a current signal can be generated with an immediate response of 90% or more to the neutron flux, and the remaining 10% delay signal can be corrected to apply to the core protection system. possible. Accordingly, the present invention provides a system and method for correcting the delay signal.

제어부(500)는 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 노내핵계측기(100)의 신호값을 보정한다. 여기서, 반응도란 노심내 중성자속 신호를 이용하여 노심에 변동하고있는 중성자의 변화량을 정량화한 값이다. 연속적인 반응도를 계산하기 위하여 일반적으로 역일점운동방정식(Inverse Point Kinetics Equation)을 사용하며, 하기 수학식 1과 같이 나타낼 수 있다.The control unit 500 corrects the signal value of the in-furnace nuclear detector 100 so that the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 is the same based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200. Here, the reactivity is a value obtained by quantifying the change amount of neutrons fluctuating in the core by using the neutron flux signal in the core. In order to calculate the continuous reactivity, the Inverse Point Kinetics Equation is generally used, and it can be expressed as in Equation 1 below.

Figure 112021152116306-pat00001
Figure 112021152116306-pat00001

(여기서, ρj 는 현세대 계산된 반응도 값, Δnj은 전세대와 현세대 중성자속 신호의 차이이고 nj는 현세대 중성자속 신호, Δt는 중성자속 측정 주기, βeff, Λ, λ는 지발중성자 6그룹에 대한 노심 설계자로부터 제공받는 상수, Ci,j는 지발중성자 6그룹의 선행핵의 밀도로 βeff, Λ, λ, nj를 통해 계산함)(Where, ρ j is the calculated reactivity value of the current generation, Δn j is the difference between the neutron flux signal of the previous generation and the current generation, n j is the neutron flux signal of the current generation, Δt is the neutron flux measurement period, β eff , Λ, λ are 6 groups of late neutrons C i,j , a constant provided by the core designer for , is the density of the precursor nuclei of 6 groups of late neutrons, calculated through β eff , Λ, λ, and n j )

본 발명에서 사용하는 코발트 계측신호의 경우 지연신호와 백그라운드신호가 포함되어 있기 때문에 노심의 출력이 상승할 경우 변화율은 실제 중성자속 변화율 대비 낮게 되므로 반응도가 실제보다 적게 계산된다. 여기서 실제 반응도는 백그라운드 신호의 영향이 적고, 지연이 없는 노외핵계측기(200)에 의한 반응도를 의미한다. 따라서, 이론적으로 중성자속에 비례한 신호를 이용한다면 모든 반응도는 동일해야 하기에, 코발트 측정신호에서 적절한 백그라운드 신호와 지연 신호를 제거하여 계산한 반응도가 노외핵계측기(200)의 반응도와 동일하도록 보정하면 실제 현재 중성자속에 의한 신호만을 추출할 수 있다. 따라서, 본 발명에서는 중성자속에 즉각적으로 반응하는 노외핵계측기(200)의 특성을 활용하여 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도를 동일하게 만듦으로써 측정된 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값과 즉각적으로 반응하는 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값과의 차이값이 나타나므로 상기 차이값을 활용하여 즉발형 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값을 보정할 수 있다. 따라서, 제어부(500)를 통해 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도를 동일하게 하는 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 보정값을 활용하여 즉발형 노내핵계측기(100) 신호를 보정하고, 이에 따라 보다 정확한 중성자속 신호값을 노심보호계통(700)에 입력함으로 오차 없이 노심을 보호할 수 있다.In the case of the cobalt measurement signal used in the present invention, since the delay signal and the background signal are included, when the output of the core increases, the change rate is lower than the actual neutron flux change rate, so the reactivity is calculated to be less than the actual one. Here, the actual responsivity means the responsivity by the out-of-furnace nuclear counter 200 with little effect of the background signal and no delay. Therefore, theoretically, if a signal proportional to the neutron flux is used, all reactivity should be the same, so if the reactivity calculated by removing the appropriate background signal and delay signal from the cobalt measurement signal is corrected to be the same as the reactivity of the out-of-furnace nuclear instrument 200 Only signals caused by the actual current neutron flux can be extracted. Therefore, in the present invention, the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200 and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 are determined by utilizing the characteristics of the out-of-furnace nuclear detector 200 that responds immediately to the neutron flux. Since the difference value between the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 measured by making it the same and the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 that reacts immediately appears, the difference value is utilized to The neutron flux signal value of the measuring instrument 100 may be corrected. Therefore, the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 makes the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200 equal to the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 through the controller 500 It is possible to protect the core without errors by correcting the signal of the instantaneous reactor nuclear instrument 100 using the correction value of and inputting a more accurate neutron flux signal value to the core protection system 700 accordingly.

노심보호계산기(600)는 중성자속 신호값을 출력하며, 본 발명에서는 제어부(500)에서 보정된 중성자속 신호값을 출력하며, 상기 중성자속 신호값이 노심보호계통(700)에 입력되어 상기 노심을 보호하게 된다.The core protection calculator 600 outputs a neutron flux signal value, and in the present invention, the control unit 500 outputs a corrected neutron flux signal value, and the neutron flux signal value is input to the core protection system 700 and the core will protect

노심보호계통(700)은 노심보호계산기(600)에서 출력된 중성자속 신호값을 입력받아 상기 노심을 보호하는 장치이다.The core protection system 700 is a device that receives the neutron flux signal value output from the core protection calculator 600 and protects the core.

다음으로는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법에 대해 알아보고자 한다.Next, a method for correcting the signal of the instantaneous in-furnace nuclear instrument 100 according to an embodiment of the present invention will be described.

도 3은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법을 나타낸 순서도이며, 도 4는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법의 (c) 단계를 구체화하여 나타낸 순서도이다.3 is a flowchart illustrating a signal correction method of the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 according to an embodiment of the present invention, and FIG. 4 is a signal correction method of the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 according to an embodiment of the present invention. (c) It is a flow chart showing steps in detail.

도 3 내지 도 4에 도시된 바와 같이, 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템의 신호 보정 방법에 있어서, (a) 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값을 측정하는 단계(S100)와 (b) 상기 측정된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값이 보정된 신호값인지 확인하는 단계(S200)와 (c) 상기 (b) 단계(S200)에서 보정된 신호값이 아니라고 판단되면 제어부(500)에서 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 측정된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값을 보정하는 단계(S210)와 (d) 상기 (b) 단계(S200)에서 보정된 신호값으로 판단되면 상기 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값을 노심보호계통(700)으로 전송하는 단계(S220)를 포함한다. 따라서, 본 발명의 일 실시예에 따른 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법에 따르면 즉각적으로 반응하는 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도를 동일하게 함으로써, 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값에 포함된 지연신호 및 백그라운드 신호를 제거하고 실제 중성자속에 의한 신호만을 추출할 수 있도록 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값을 보정할 수 있게 된다.As shown in FIGS. 3 and 4, in the signal correction method of the instantaneous furnace nuclear detector 100 signal correction system, (a) measuring the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 (S100); (b) checking whether the measured neutron flux signal value of the furnace nuclear instrument 100 is a corrected signal value (S200), and (c) if it is determined that the signal value is not corrected in step (b) (S200), the control unit In step 500, the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 is set so that the measured reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 is the same based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200. Correcting step (S210) and (d) transmitting the neutron flux signal value of the furnace nuclear instrument 100 to the core protection system 700 if it is determined as the signal value corrected in step (b) (S200) (S220). ). Therefore, according to the signal correction method of the instantaneous in-furnace nuclear counter 100 according to an embodiment of the present invention, the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear counter 200 and the neutron flux of the in-furnace nuclear counter 100 react immediately By making the reactivity of the signal value the same, the delay signal and the background signal included in the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 are removed and only the signal by the actual neutron flux can be extracted. The signal value can be corrected.

또한, 상기 (c) 단계(S210)는 (c-1) 상기 측정된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값에서 예상되는 지연신호와 초기보정값을 차감하여 보정된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값을 생성하는 단계(S211)와 (c-2) 상기 보정된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계(S212)와 (c-3) 상기 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값을 측정하는 단계(S213)와 (c-4) 상기 측정된 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계(S214)와 (c-5) 상기 (c-2) 단계(S212)에서 계산된 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값의 반응도와 상기 (c-4) 단계(S214)에서 계산된 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값의 반응도의 차이를 확인하여 두 값이 동일한지 판단하는 단계(S215)를 포함한다.In addition, the step (c) (S210) includes (c-1) the neutrons of the in-furnace nuclear detector 100 corrected by subtracting the expected delay signal and the initial correction value from the measured neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 Generating a flux signal value (S211), (c-2) calculating the reactivity of the corrected neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument (100) (S212), and (c-3) the out-of-furnace nuclear instrument (200). ) Measuring the neutron flux signal value (S213) and (c-4) calculating the reactivity of the measured neutron flux signal value of the out-of-furnace measuring instrument 200 (S214) and (c-5) the above (c- 2) The difference between the reactivity of the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 calculated in step S212 and the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200 calculated in step S214 (c-4) and determining whether the two values are the same by checking (S215).

또한, 상기 (c) 단계(S210)는 (c-6) 상기 (c-5)단계(S215)에서 상기 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하다면 상기 (d) 단계(S220)로 넘어가는 단계(S216)와 (c-7) 상기 (c-5)단계(S215)에서 상기 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하지 않다면 상기 (c-1)단계(S211)에서 상기 초기보정값에 일정 값을 추가하여 새로운 보정된 중성자속 신호값을 생성하며, 상기 (c-2)단계(S212)로 넘어가는 단계(S217)를 더 포함하며, 상기 (c-5)단계(S215)에서 상기 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일할 때까지 상기 (c-7) 단계(S217)를 반복하는 것을 특징으로 한다. 따라서, 즉각적으로 반응하는 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호의 반응도와 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호의 반응도를 동일하게 함으로써 즉각적으로 반응하기 위한 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 보정값을 얻을 수 있다. 결국, 상기 보정값으로 노내핵계측기 중성자속 신호값을 보정하면 즉발형 노내핵계측기 신호값을 얻음으로써 보다 정확한 노심의 중성자속을 측정할 수 있으며, 오차 없이 노심을 보호할 수 있다.In addition, the (c) step (S210) determines the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear counter 200 and the in-furnace nuclear counter 100 in (c-6) the (c-5) step (S215). If the reactivity of the neutron flux signal values is the same, the neutrons of the out-of-furnace nuclear instrument 200 are transferred to step (d) (S220) (S216) and (c-7) step (c-5) (S215). If the reactivity of the flux signal value and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument 100 are not the same, a new corrected neutron flux is added by adding a certain value to the initial correction value in step (c-1) (S211). The step (S217) of generating a signal value and proceeding to the (c-2) step (S212) is further included, and the neutron flux signal of the off-furnace nuclear detector 200 is performed in the (c-5) step (S215). It is characterized in that the step (S217) of (c-7) is repeated until the reactivity of the value and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument 100 are the same. Therefore, by equalizing the reactivity of the neutron flux signal of the out-of-furnace nuclear instrument 200 and the neutron flux signal of the in-furnace nuclear instrument 100, the neutron flux signal of the in-furnace nuclear instrument 100 reacts immediately A correction value can be obtained. As a result, if the neutron flux signal value of the nuclear detector in the reactor is corrected with the correction value, the neutron flux of the reactor core can be more accurately measured by obtaining the signal value of the instantaneous nuclear detector in the reactor core, and the core can be protected without error.

도 5는 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정이 이루어지기 전의 결과값을 나타낸 그래프이고, 도 6은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정값이 ??60nA일 때의 결과값을 나타낸 그래프이고, 도 7은 본 발명의 일실시예에 의한 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법에 따른 보정값이 ??80nA일 때의 결과값을 나타낸 그래프이다.5 is a graph showing a signal correction system for an instantaneous furnace nuclear instrument according to an embodiment of the present invention and a result value before correction according to the method, and FIG. 6 is an immediate furnace according to an embodiment of the present invention. A graph showing the resultant value when the correction value according to the internal core measuring instrument signal correction system and method is ??60nA, and FIG. It is a graph showing the result value when the correction value is ??80nA.

도 5 내지 도 7에 도시된 바와 같이, 본 발명의 일실시예에 따른 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템 및 그 방법을 활용한 결과값을 확인할 수 있다. As shown in FIGS. 5 to 7 , it is possible to check result values using the signal correction system and method of the instantaneous in-furnace nuclear instrument 100 according to an embodiment of the present invention.

도 5는 본 발명의 일실시예에 따른 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템 및 그 방법을 활용하기 전 결과값을 나타낸 그래프로써, 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도가 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도보다 높은 것을 확인할 수 있으며, 결과적으로 동일하지 않다는 것을 확인할 수 있다. 이는 지연신호와 백그라운드 신호에 영향이 없는 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 지연신호와 백그라운드 신호에 영향을 받는 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도와의 차이라고 볼 수 있다. 5 is a graph showing the result before utilizing the signal correction system and method of the instantaneous in-furnace nuclear detector 100 according to an embodiment of the present invention, showing the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200 It can be confirmed that the reactivity of the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 is higher, and as a result, it can be confirmed that they are not the same. This is the difference between the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200, which is not affected by the delay signal and the background signal, and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100, which is affected by the delay signal and the background signal. can see.

도 6은 본 발명의 일실시예에 따른 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템 및 그 방법을 활용하여 나타난 보정값을 활용한 그래프로써, 본 발명의 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법을 활용하여 나타난 보정값의 결과값인 ??60nA를 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값에 적용을 하였을 때 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값의 반응도와 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값의 반응도가 일부 유사하게 된 것을 확인할 수 있으나, 정확하게 일치하지는 않음을 확인할 수 있다. 6 is a graph using the correction values obtained by utilizing the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 signal correction system and method according to an embodiment of the present invention, and the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 signal correction according to the present invention. Responsiveness of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector (200) and neutrons of the in-furnace nuclear detector (100) when ?? It can be confirmed that the responsivity of the speed signal values is partially similar, but it can be confirmed that they do not exactly match.

도 7은 본 발명의 일실시예에 따른 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 시스템 및 그 방법을 활용하여 나타난 보정값을 활용한 그래프로써, 본 발명의 즉발형 노내핵계측기(100) 신호 보정 방법을 활용하여 나타난 보정값의 결과값인 ??80nA를 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값에 적용을 하였을 때 노외핵계측기(200) 중성자속 신호값의 반응도와 노내핵계측기(100) 중성자속 신호값의 반응도가 일치함을 확인할 수 있다. 이는 지연신호와 백그라운드 신호에 영향이 없는 노외핵계측기(200)의 중성자속 신호값의 반응도와 지연신호와 백그라운드 신호에 영향을 받는 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하게 됨으로써, 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값에 지연신호와 백그라운드 신호가 제거된 실제 중성자속에 의한 신호가 추출된 것이며, 결과적으로 노내핵계측기(100)의 중성자속 신호값이 보정되었다는 것을 확인할 수 있다. 단, 상기 결과들은 본 발명의 일실시예에 따른 결과값을 나타낸 것이고, 원자로의 출력, 핵연료의 양 등과 같이 중성자속 신호값 및 반응도에 영향을 줄 수 있는 요소에 따라 결과값은 달라질 수 있다.7 is a graph using the correction values obtained by utilizing the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 signal correction system and method according to an embodiment of the present invention, and the immediate type in-furnace nuclear instrument 100 signal correction according to the present invention. Responsiveness of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector (200) and neutrons of the nuclear detector (100) when ?? It can be seen that the responsivity of the speed signal value is consistent. This is because the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector 200 not affected by the delay signal and the background signal and the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector 100 affected by the delay signal and the background signal become the same. , It can be confirmed that the signal by the actual neutron flux with the delay signal and the background signal removed from the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 was extracted, and as a result, the neutron flux signal value of the furnace nuclear detector 100 was corrected. there is. However, the above results show the result values according to an embodiment of the present invention, and the result values may vary depending on factors that may affect the neutron flux signal value and reactivity, such as the output of the nuclear reactor and the amount of nuclear fuel.

상술한 바와 같이 본 발명의 실시 예에 따르면, 노내핵계측기의 물리적인 신호지연시간을 보정함으로써 보다 정확한 노심의 중성자속을 측정하여 노심보호계통에 적용할 수 있으며 이에 따라 오차 없이 노심을 보호할 수 있는 효과가 있다.As described above, according to an embodiment of the present invention, by correcting the physical signal delay time of the nuclear instrument in the reactor, it is possible to more accurately measure the neutron flux of the core and apply it to the core protection system, thereby protecting the core without errors. There is an effect.

100 : 노내핵계측기
200 : 노외핵계측기
300 : 노내핵계측기 증폭계통
400 : 노외핵계측기 증폭계통
500 : 제어부
510 : 데이터 저장부
520 : 반응도 계산부
530 : 반응도 비교부
540 : 보정값 계산부
600 : 노심보호계산기
700 : 노심보호계통
S100 : (a) 단계
S200 : (b) 단계
S210 : (c) 단계
S211 : (c-1) 단계
S212 : (c-2) 단계
S213 : (c-3) 단계
S214 : (c-4) 단계
S215 : (c-5) 단계
S216 : (c-6) 단계
S217 : (c-7) 단계
S220 : (d) 단계100: In-furnace nuclear instrument
200: off-noise nuclear instrument
300: In-furnace nuclear instrument amplification system
400: Out-of-noise nuclear instrument amplification system
500: control unit
510: data storage unit
520: reactivity calculation unit
530: reactivity comparison unit
540: correction value calculation unit
600: core protection calculator
700: core protection system
S100: Step (a)
S200: Step (b)
S210: Step (c)
S211: Step (c-1)
S212: Step (c-2)
S213: Step (c-3)
S214: Step (c-4)
S215: Step (c-5)
S216: Step (c-6)
S217: Step (c-7)
S220: Step (d)

Claims (6)

노심의 내측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노내핵계측기;
상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값을 증폭하는 노내핵계측기 증폭계통;
노심의 외측에서 중성자속 신호값을 측정하는 노외핵계측기;
상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값을 증폭하는 노외핵계측기 증폭계통;
상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 신호값을 보정하는 제어부;
상기 보정된 중성자속 신호값을 출력하는 노심보호연산기; 및
출력된 신호값을 적용하여 노심을 보호하는 노심보호계통; 을 포함하며,
상기 제어부는
상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값 및 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값을 저장하는 데이터 저장부;
상기 데이터 저장부에 저장된 각각의 신호값의 반응도를 계산하는 반응도 계산부;
상기 반응도 계산부에서 측정된 각각의 신호의 반응도가 동일한지 비교하는 반응도 비교부;
상기 반응도 비교부에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 보정값을 측정하는 보정값 계산부; 를 포함하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템.
In-furnace nuclear instrument for measuring the neutron flux signal value inside the core;
An in-furnace nuclear instrument amplification system for amplifying the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument;
An out-of-furnace nuclear instrument for measuring the neutron flux signal value outside the core;
an out-of-furnace nuclear instrument amplification system for amplifying the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument;
a control unit correcting the signal value of the in-furnace nuclear detector so that the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector is the same based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector;
a core protection calculator outputting the corrected neutron flux signal value; and
A core protection system that protects the core by applying the output signal value; Including,
The control unit
a data storage unit for storing the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector and the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector;
a reactivity calculation unit for calculating a reactivity of each signal value stored in the data storage unit;
a reactivity comparison unit comparing whether the reactivity of each signal measured by the reactivity calculation unit is the same;
A correction value for measuring a correction value of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument such that the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument is the same based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument in the reactivity comparator. calculator; Immediate furnace nuclear instrument signal correction system comprising a.
 삭제delete 제 1항에 있어서,
상기 노내핵계측기는
에미터로 코발트 물질을 사용하는 것을 특징으로 하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템.
According to claim 1,
The in-furnace nuclear instrument
An instantaneous in-furnace nuclear instrument signal correction system characterized by using a cobalt material as an emitter.
 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템의 신호 보정 방법에 있어서,
(a) 노내핵계측기 중성자속 신호값을 측정하는 단계;
(b) 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값이 보정된 신호값인지 확인하는 단계;
(c) 상기 (b) 단계에서 보정된 신호값이 아니라고 판단되면 제어부에서 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 기준으로 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도가 동일하도록 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값을 보정하는 단계;
(d) 상기 (b) 단계에서 보정된 신호값으로 판단되면 상기 노내핵계측기 중성자속 신호값을 노심보호계통으로 전송하는 단계;를 포함하며,
상기 (c) 단계는
(c-1) 상기 측정된 노내핵계측기 중성자속 신호값에서 예상되는 지연신호와 초기보정값을 차감하여 보정된 노내핵계측기 중성자속 신호값을 생성하는 단계;
(c-2) 상기 보정된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계;
(c-3) 상기 노외핵계측기 중성자속 신호값을 측정하는 단계;
(c-4) 상기 측정된 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도를 계산하는 단계;
(c-5) 상기 (c-2) 단계에서 계산된 노내핵계측기 중성자속 신호값의 반응도와 상기 (c-4) 단계에서 계산된 노외핵계측기 중성자속 신호값의 반응도의 차이를 확인하여 두 값이 동일한지 판단하는 단계;
를 포함하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 방법.
In the signal correction method of the immediate furnace nuclear instrument signal correction system,
(a) measuring the neutron flux signal value of the nuclear instrument in the furnace;
(b) confirming whether the measured neutron flux signal value of the nuclear instrument in the furnace is a corrected signal value;
(c) If it is determined that the signal value corrected in step (b) is not correct, the control unit adjusts the reactivity of the measured in-furnace neutron flux signal value based on the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument to the in-furnace nuclear instrument Correcting the neutron flux signal value of;
(d) transmitting the neutron flux signal value of the nuclear instrument in the furnace to the core protection system when it is determined as the signal value corrected in step (b);
The step (c) is
(c-1) generating a corrected neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument by subtracting an expected delay signal and an initial correction value from the measured neutron flux signal value of the nuclear instrument in the furnace;
(c-2) calculating the reactivity of the corrected neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument;
(c-3) measuring the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument;
(c-4) calculating the reactivity of the measured neutron flux signal value of the off-furnace nuclear instrument;
(c-5) The difference between the reactivity of the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument calculated in step (c-2) and the neutron flux signal value of the neutron flux signal value calculated in step (c-4) above was confirmed, and the two determining whether the values are the same;
Immediate in-furnace nuclear instrument signal correction method comprising a.
 삭제delete 제 4항에 있어서,
상기 (c) 단계는
(c-6) 상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하다면 상기 (d) 단계로 넘어가는 단계;
(c-7) 상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일하지 않다면 상기 (c-1)단계에서 상기 초기보정값에 일정 값을 추가하여 새로운 보정된 중성자속 신호값을 생성하며, 상기 (c-2)단계로 넘어가는 단계;를 더 포함하며,
상기 (c-5)단계에서 상기 노외핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도와 상기 노내핵계측기의 중성자속 신호값의 반응도가 동일할 때까지 반복하는 것을 특징으로 하는 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 방법.According to claim 4,
The step (c) is
(c-6) proceeding to step (d) if the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear instrument and the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear instrument are the same in step (c-5);
(c-7) If the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector and the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector in step (c-5) are not the same, the initial reactivity in step (c-1) Adding a certain value to the correction value to generate a new corrected neutron flux signal value, and proceeding to step (c-2); further comprising,
Step (c-5) is repeated until the reactivity of the neutron flux signal value of the out-of-furnace nuclear detector and the neutron flux signal value of the in-furnace nuclear detector are identical. .
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