KR102514916B1 - 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 중수로 시범장전연료 노심감시 방법에 관한 것으로, 중수로 원전에서 시범장전연료 성능을 평가하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법에 관한 것이다. 중수로 시범장전연료 노심감시 방법에서, (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및 (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함하며, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능 평가방법론을 정립하고, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능을 평가하여 전량장전 인허가 취득을 할 수 있는 효과가 있다.

Description

중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법{Monitoring Methodology of Demonstration Irradiated Fuel for CANDU}
본 발명은 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 중수로 원전에서 시범장전연료 성능을 평가하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 중수로 노심은 연료구성성분, 연소정도, 출력제어 반응도 제어장치의 상태, 전체적인 중성자속의 모양, 국부적인 중성자속 모양 등 출력에 영향을 미치는 다양한 출력변동요인을 가지고 있다.
이러한 출력변동요인에 의해 380개의 채널출력 및 첨두계수와, 4,560개의 다발출력이 각각 다르며 연료교체마다 수시로 변화하게 된다. 연료의 교체후 3일간은 연료교체 결과가 출력을 결정하게 되므로, 연료교체 후 출력의 변화를 예측하는 것은 매우 중요하다.
종래, 공개특허 제2012-0030287호에 의하면, a) 연료교체이력 및 액체영역제어계통의 수위를 노심코드 방정식에 입력하여 포스트 시뮬레이션을 획득하는 단계, b) 다수의 바나듐 검출기의 출력을 플럭스 매핑하는 단계, c) 교체할 연료관의 특성을 원자로 설계자가 제공한 노심코드 방정식에 입력하여 프리 시뮬레이션을 획득하는 단계, d) c단계의 결과와 a단계의 결과 차를 구하고, 그 차의 결과를 b단계의 결과에 더하여 예측 출력치를 산출하는 단계를 포함한다.
이에, 가압중수로형(CANDU) 원전인 월성에서 연료변경을 추진하는데, 아직까지 연소시험 후, 변경된 연료를 노심에 장전한 사례가 없고, 연료변경에 따른 두가지 연료를 혼합으로 장전시 연소시험 결과를 수행하여 인허가 기관에게 제출하여 안전함을 입증하여야 상용장전이 가능하다. 이러한 상용장전을 위한 사전 연소시험이라 각종 노심변수 감시가 요구된다. 이러한 연료변경에 따른 두 가지 연료를 도 1에 도시된 바와 같이 380개 채널 중 노심 어느 위치에 장전하여 연소시험을 수행할 것인지에 대한 방법론과 전략이 시급한 실정이다.
본 발명은 상술한 문제를 해결하고자 고안한 것으로, 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 채널 위치를 선정하고 장전된 위치에서 노심변수를 감시하는데 목적이 있다. 또한 노심내 연소시험을 위해 유량계측기가 있는 노심 외곽의 저출력 채널 및 연료 손상을 방지하기 위해 고출력 채널이 아닌 중간출력 채널을 선정하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법을 제공함에도 목적이 있다.
본 발명은 중수로 시범장전연료 노심감시 방법에서, (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및 (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함하며, 상기 (b)단계는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하는 것을 일 측면으로 한다.
본 발명에 따르면, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능 평가방법론을 정립하고, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능을 평가하여 전량장전 인허가 취득을 할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 중수로 노심 채널 위치를 나타낸 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템의 구성을 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법을 나타낸 흐름도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 연소시험중 건전성 확인 방법 설정을 설명하기 위한 흐름도이다.
본 발명의 실시예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한, 본 명세서에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
한편, 본 발명에서 제1 및/또는 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 한정되지는 않는다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소들과 구별하는 목적으로만, 예컨대 본 발명의 개념에 따른 권리 범위로부터 벗어나지 않는 범위 내에서, 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소는 제1 구성요소로도 명명될 수 있다.
이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예를 설명한다. 본 발명의 실시예를 설명함에 있어서, 관련된 공지기능 혹은 구성에 대한 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 설명을 생략하였다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 채널 위치를 선정하고 장전된 위치에서 노심변수를 감시하는 방법을 도출하는 방안이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템의 구성을 나타낸 도면이다. 도 2에 도시된 바와 같이, 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템(1)은 채널 선정부(100), 건전성 확인부(200)를 포함한다.
채널 선정부(100)는 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정한다.
여기서, 노심내 연소시험이 이루어질 채널을 선정하는 과정에서 380개 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널과 380개 채널중 중간출력 채널을 선정한다.
건전성 확인부(200)는 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 구성이다. 이러한 건전성 확인부(200)는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인한다.
이러한 기능을 수행하기 위한 건전성 확인부는 연료교체 가능성 확인모듈(210), 연소상태 유지모듈(220), 설정기준 초과여부 확인모듈(230), 연료교체 출력감시모듈(240), 원자로 출력감시모듈(250), 유량변화모듈(260), 결함유무 확인모듈(270)을 포함한다.
연료교체 가능성 확인모듈(210)은 연료교체 가능성을 확인하기 위해 유량막힘에 의한 연료이송 가능이 확인되는지 여부와 별도의 Tool(FARE:Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부로 연료교체 가능성을 확인하기 위한 구성이다. 이러한 연료교체 가능성 확인모듈은 유량막힘에 의한 연료이송이 가능한지, 별도의 Tool을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부에 따라 연료교체 가능성을 판단하는 구성이다. 연료교체 가능성을 확인하는데 있어서 채널 내 12개 다발을 모두 변경된 새로운 다발로 장전하여 체류하는 경우와 채널 내 두 가지 연료 혼합노심 체류의 경우가 있고, 연료교체 가능성 검토는 저유량 위치 및 고유량 위치 각각 검토하여 판단한다. 즉, 연료교체 가능성 확인은 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 혼합노심 체류 채널과 향후 채널 내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 구성이다.
연소상태 유지모듈(220)은 가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지여부를 확인하는 구성이고, 설정기준 초과여부 확인모듈(230)은 다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인하는 구성이며, 연료교체 출력감시모듈(240)은 연료교체로 인한 출력상승 경험여부를 확인하는 구성이다.
이러한 연소상태 유지모듈(220), 설정기준 초과여부 확인모듈(230), 연료교체 출력감시모듈(240)은 노심코드를 이용하여 주 2회 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부를 감시한다. 여기서, 설정기준 초과여부는 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부에 해당하는 것이다.
원자로 출력감시모듈(250)은 다양한 원자로 출력에서 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능을 시험하는 구성이다.
유량변화모듈(260)은 유량계측기의 유량변화는 연소시험중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정, 정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정, 연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및 해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 수행하는 구성이다. 이러한 유량변화모듈은 유량변화와 해당 채널의 온도변화를 감시하여 변화하는 값들을 입력하는 구성이다.
결함유무 확인모듈(270)은 연소시험중 결함연료판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 주 2회 화학샘플로 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및 결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 수행한다.
앞서 언급한 각 구성들은 연소시험중 건전성을 확인하기 위해 점검 또는 확인여부에 따라 그 결과 또는 판단결과들을 각 수행 과정에서 입력하여 연소시험중 건전성을 확인할 수 있다.
한편, 도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법을 나타낸 흐름도이다.
도 3에 도시된 바와 같이, 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및 (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함한다.
이러한 (b) 단계에서 연소시험중 건전성은 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함한다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 연소시험중 건전성 확인 방법 설정을 설명하기 위한 흐름도이다. 도 4에 도시된 바와 같이, (1)연료교체 가능성 확인, (2)가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지, (3)다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인, (4)연료교체로 인한 출력상승 경험, (5)다양한 원자로 출력에서 연소, (6)유량변화 점검, (7)결함유무 확인을 포함한다.
연소시험 중, (1)연료교체 가능성 확인을 위해 채널내 12개 다발을 모두 변경된 새로운 다발로 장전하여 체류, 채널내 두 가지 연료 혼합노심 체류가 있는데 저유량 위치 및 고유량 위치 각각 연료교체 가능성을 검토한다. 즉, 연소시험 중, (1)연료교체 가능성 확인을 위해 채널 내 유량막힘에 의한 생성된 FORCE로 연료교체가 가능한지 확인하는 방법과 별도의 Tool(FARE : Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체 가능한지 확인하는 과정을 수행한다. 이러한 과정에서 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 채널과 향후 채널내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 방법이다.
또한, 연소시험 중 건전성 확인 방법중 (2)가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지, (3)다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인, (4)연료교체로 인한 출력상승 경험 항목은 노심코드를 이용하여 주 2회 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건 초과여부를 감시하는 항목이다.
(5)다양한 원자로 출력에서 연소 항목은 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능 시험하는 항목이다.
(6)유량변화 점검은 연소시험 중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정, 정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정, 연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및 해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 포함한다.
(7)결함유무 확인은 연소시험 중, 연소시험 중 결함연료판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 주 2회 화학샘플로 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및 결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 포함한다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 중수로 원전에서 시범장전 연료성능 평가방법론을 정립하고, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능을 평가하여 전량장전 인허가 취득을 할 수 있는 효과가 있다.
이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 당업자에게 명백할 것이다.
100 : 채널 선정부
200 : 건전성 확인부
210 : 연료교체 가능성 확인모듈
220 : 연소상태 유지모듈
230 : 설정기준 초과여부 확인모듈
240 : 연료교체 출력감시모듈
250 : 원자로 출력감시모듈
260 : 유량변화모듈
270 : 결함유무 확인모듈

Claims (8)

  1. (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및
    (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함하며,
    상기 (b)단계는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하며,
    상기 (b) 단계의 원자로 출력 감시는 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능을 시험하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 (b) 단계는,
    연료교체 가능성을 확인하기 위해 유량막힘에 의한 연료이송 가능이 확인되는지 여부와 별도의 Tool(FARE:Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부로 연료교체 가능성을 확인하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 (b) 단계의 연료교체 가능성 확인은 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 혼합노심 체류 채널과 향후 채널 내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  4. 제1항에 있어서,
    상기 (b) 단계의 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승은 노심코드를 이용하여 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부를 감시하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  5. 삭제
  6. 제1항에 있어서,
    상기 (b) 단계의 유량계측기의 유량변화는 연소시험 중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정,
    정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정,
    연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및
    해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 (b) 단계의 결함유무 확인은 연소시험 중 결함연료 판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및
    결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당 채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
  8. 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 채널 선정부; 및
    상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 건전성 확인부;를 포함하며,
    상기 건전성 확인부는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하며,
    상기 건전성 확인부는 원자로 출력 감시는 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능을 시험하는 원자로 출력감시모듈을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템.
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KR100977273B1 (ko) * 2008-10-31 2010-08-23 한국전력공사 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치
KR101887783B1 (ko) * 2016-11-29 2018-08-13 한국수력원자력 주식회사 채널 및 다발 출력 설계방법

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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중수로용 개량핵연료 실용화 안전성 평가, 한국전력공사 전력연구원, (2004.01.09.) 1부.)*

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Rudland et al. Predicting the impact of CRDM thermal sleeve flange wear in Westinghouse pressurized water reactors
Haitao et al. Comparison and Reference Between RSE-M and ASME Section XI Regulations on In-Service Inspection for China Nuclear Power Plant
Assessment National Report
Aksenov et al. Development of a Risk Monitoring Model for NPPs with a VVER-440 Reactor
LI et al. RESEARCHANDAPPLICATION OF IN-SERVICE INSPECTION OF RISK-GUIDED PIPELINES IN NUCLEAR POWER PLANTS IN THE DESIGN STAGE
Christoph et al. Quality Management, Verification, And Validation Of Structure Mechanical Computer Codes At GRS
Zhang et al. Updates to the IAEA Guide on Fuel Reliability and Performance
Prochaska et al. Report 1: Guidance document on practices to model and implement SEIS
Likhanskii et al. WWER expert system for fuel failure analysis using the RTOP-CA code
Iooss et al. Uncertainty assessments in severe nuclear accident scenarios
Ammon et al. Monitoring the Integrity of Control Rods On-Line with a Helium Leak Detector
Pagan et al. Fitness-for-Service Assessment for Steam Generator Tube Fretting at Darlington Nuclear Generating Station
Murphy Regulatory requirements and considerations for nuclear steam generators
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Lillis et al. CONDITION BASED CALIBRATION/MAINTENANCE OF SAFETY CATEGORY SENSORS AT THE SIZEWELL B NUCLEAR POWER PLANT IN THE UNITED KINGDOM
TG NRC Inspection Manual

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