KR102606748B1 - 핵 계측 격리된 출력 신호 스케일링 방법 및 이를 이용한 시스템 - Google Patents
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Abstract
원자로(18)의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법(100, 200)은, 교정된 신호 소스를 NIS 캐비닛(20, 22, 24)으로의 입력으로서 사용하여 원자로와 연관된 NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력을 교정하는 단계(110, 210); 교정에서 사용된 교정된 신호 소스의 값들 및 교정으로부터의 출력 전압의 대응하는 값들을 캐비닛 교정 후 데이터 테이블에 기록하는 단계(120, 220); NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력에 연결된 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 전압 출력 신호를 개선된 신호 변환 방정식에서 캐비닛 교정 후 데이터 테이블 내의 값들 중 적어도 일부를 사용하여 변환된 검출기 신호로 변환하는 단계(130, 240); 및 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 변환된 검출기 신호를 이용하여 노심 설계 파라미터를 결정하는 단계(140, 260)를 포함한다.
Description
관련 출원들에 대한 상호 참조
본 특허 출원은 2017년 8월 18일자로 출원된 U.S. 가출원 제62/547,389호의 35 U.S.C. §119(e)에 따른 우선권 이익을 주장하며, 가출원의 내용은 본 출원에 참조로 포함된다.
발명의 분야
본 발명은 원자로(nuclear reactor)의 노심 설계 파라미터(core design parameter)를 결정하고 그러한 노심 설계 파라미터가 예상된 범위 내에 있다는 것을 추가로 검증하고 그렇지 않다면 추가 조치들을 취하는 개선된 방법들에 관한 것이다.
도 1 및 도 2에 개략적으로 도시된 바와 같이, 핵 계측 시스템(Nuclear Instrumentation System)(NIS)(10)은 대략 110 여년에 걸쳐 원자로 전력에 대해 원자로(18)의 적절한 모니터링을 제공하기 위해 세 가지 검출기 유형 - 일반적으로 소스 범위(Source Range)(12), 중간 범위(Intermediate Range)(14) 및 전력 범위(Power Range)(16) - 을 이용하는 안전 관련 시스템이다. 각각의 NIS 검출기(12, 14, 16)는 반응도 컴퓨터(reactivity computer)(도시되지 않음)로의 입력으로서 사용되어 원자로의 다양한 노심 설계 파라미터들을 계산할 수 있는데, 예를 들면, 본 명세서에 그 내용이 참조로 포함되는 U.S. 특허 No. 4,877,575 호를 참고한다.
각각의 검출기(12, 14, 16)로부터의 신호는 중성자 플럭스(neutron flux)에 정비례하는 값을 나타내며 역점 역학 방정식(Inverse Point Kinetics Equation) 또는 다른 반응도 방정식을 푸는데 사용된다. 반응도 컴퓨터는 검출기(12, 14, 16)에 직접 연결될 수 있지만, 이러한 연결은 검출기(12, 14, 16)가 안전 관련 기능을 수행할 수 없게 한다. 따라서, 가능하다면 격리된 출력(isolated output)들 (즉, NIS 캐비닛(20, 22, 24)으로부터의 출력들)을 사용하여 검출기(12, 14, 16)가 안전 관련 기능을 유지할 수 있게 하는 것이 바람직하다.
NIS 캐비닛들(20, 22, 24)로부터의 격리된 출력들은 검출기 전류 또는 펄스들의 범위에 기초한 전형적으로 0-5 V 또는 0-10 V 출력이다. 예를 들어, 제한 없이, 웨스팅하우스 보상 이온 챔버 중간 범위 검출기(Westinghouse Compensated Ion Chamber Intermediate Range Detector)의 출력은 10-11 내지 10-3 암페어를 범위로 하며 처리 캐비닛은 0-5 V 또는 0-10 V 출력을 생성한다. 전류 또는 펄스 신호들을 전압 출력 신호로 변환하는 로그 전류 증폭기는 전체 검출기 범위의 여러 지점에서 전압 출력의 교정을 조정할 가능성만을 전형적으로 가질 수 있다. 예를 들어, 웨스팅하우스 중간 범위 검출기에 사용되는 한 가지 스타일의 로그 전류 증폭기는 80 여년 간 10-11 내지 10-3 암페어의 범위를 갖지만, 세 지점에서의 출력들; 10-11, 10-7 및 10-4 암페어만을 조정할 수 있다. 이것은 정상적인 플랜트 운영 요구들에는 적합하지만, 다른 수십 년이 지나도 전체 범위 중 앞서 언급한 조정 가능한 지점들이 여전히 예상된 공차 내에 있지 않을 수 있기 때문에 반응도 컴퓨터로 수행되는 측정들과 같은 고정밀 측정들에 사용하기에는 바람직하지 않다. 반응도는 원자로 전력의 변화율을 나타내므로, 검출기 신호의 변화율이 적절하게 교정되지 않으면, 대응하는 반응도 계산이 잘못 계산될 것이다.
따라서, 그러한 측정들을 수행하기 위한 방법들 및 시스템들을 개선할 여지가 존재한다.
본 발명의 실시예들은 가장 정확하고 정밀하게 측정하는 것을 지원하기 위해 교정 후 정보(as-left calibration information)를 이용하여 NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력의 정확도를 개선한다.
본 발명의 일 양태로서, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법이 제공된다. 방법은, 교정된 신호 소스를 NIS 캐비닛으로의 입력으로서 사용하여 원자로와 연관된 NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력을 교정하는 단계; 교정에서 사용된 교정된 신호 소스의 값들과 교정으로부터의 출력 전압의 대응하는 값들을 캐비닛 교정 후 데이터 테이블(as-left cabinet calibration data table)에 기록하는 단계; NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력에 연결된 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 전압 출력 신호를 개선된 신호 변환 방정식에서 캐비닛 교정 후 데이터 테이블 내의 값들 중 적어도 일부를 사용하여 변환된 검출기 신호로 변환하는 단계; 및 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 변환된 검출기 신호를 이용하여 노심 설계 파라미터를 결정하는 단계를 포함한다.
방법은 측정된 노심 설계 파라미터를 예측된 노심 설계 파라미터와 비교하여 측정된 노심 설계 파라미터가 허용 가능한 한계 내에 있는지를 결정하는 단계를 더 포함할 수 있다.
방법은 비교로부터, 측정된 노심 설계 파라미터가 예측된 노심 설계 파라미터의 허용 가능한 한계 내에 있지 않다는 것을 결정하고 이에 응답하여 추가 조치를 취하는 단계를 더 포함할 수 있다.
교정된 신호 소스는 교정된 전류 소스를 포함할 수 있다.
변환된 검출기 신호는 변환된 검출기 전류 신호를 포함할 수 있다.
변환된 검출기 신호를 이용하여 방정식을 푸는 단계는 변환된 검출기 전류 신호 및 하나 이상의 부가적인 핵 설계 상수들을 입력들로서 사용하여 역점 역학 방정식을 푸는 단계를 포함할 수 있다.
노심 설계 파라미터를 결정하는 단계는 등온 온도 계수(Isothermal Temperature Coefficient), 붕소 종말점(Boron Endpoint) 또는 제어 봉 가치(Control Rod Worth) 중 적어도 하나를 결정하는 단계를 포함할 수 있다.
교정된 신호 소스는 교정된 전류 펄스 소스를 포함할 수 있다.
변환된 검출기 신호는 변환된 검출기 펄스 신호를 포함할 수 있다.
컴퓨팅 디바이스는 반응도 컴퓨터를 포함할 수 있다.
NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력은 원자로를 모니터링하는 소스 범위 검출기로부터 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응할 수 있다.
NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력은 원자로를 모니터링하는 중간 범위 검출기로부터 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응할 수 있다.
NIS 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력은 원자로를 모니터링하는 전력 범위 검출기로부터 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응할 수 있다.
본 발명의 다른 양태로서, 컴퓨팅 디바이스는, NIS 캐비닛으로부터 격리된 전압 출력을 수신하고; 교정된 신호 소스를 NIS 캐비닛으로의 입력으로서 사용하여 이전에 수행된 격리된 전압 출력의 교정으로부터 생성된 교정 후 데이터 테이블로부터의 적어도 일부 값을 사용하여 격리된 전압 출력을 변환된 검출기 신호로 변환하고; 변환된 검출기 신호를 이용하여 노심 설계 파라미터를 결정하도록 적응된다.
컴퓨팅 디바이스는 노심 설계 파라미터를 예상된 노심 설계 파라미터와 비교하도록 추가로 적응될 수 있다.
본 발명의 완전한 이해는 첨부 도면과 함께 읽을 때 다음의 바람직한 실시예들의 설명으로부터 얻을 수 있다.
도 1 및 도 2는 원자로를 모니터링하기 위한 핵 계측 시스템 계측 시스템의 개략도를 도시한다.
도 3은 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 일반적인 방법을 도시한다.
도 4는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 핵 계측 시스템의 예시적인 중간 범위 검출부의 컴포넌트들 및 신호들을 도시하는 개략도이다.
도 5는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 중간 범위 검출기로부터의 출력을 사용하여 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 상세한 방법을 도시한다.
도 6은 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 표준 변환 플럭스 신호(standard conversion flux signal)와 커스텀 변환 플럭스 신호(custom conversion flux signal)의 비교를 보여주는 그래프이다.
도 1 및 도 2는 원자로를 모니터링하기 위한 핵 계측 시스템 계측 시스템의 개략도를 도시한다.
도 3은 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 일반적인 방법을 도시한다.
도 4는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 핵 계측 시스템의 예시적인 중간 범위 검출부의 컴포넌트들 및 신호들을 도시하는 개략도이다.
도 5는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 중간 범위 검출기로부터의 출력을 사용하여 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 상세한 방법을 도시한다.
도 6은 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 표준 변환 플럭스 신호(standard conversion flux signal)와 커스텀 변환 플럭스 신호(custom conversion flux signal)의 비교를 보여주는 그래프이다.
이제 본 발명은 본 발명의 예들이 도시된 첨부 도면들을 참조하여 이하 보다 완전히 설명될 것이다. 그러나, 본 발명은 많은 상이한 형태로 구현될 수 있고 본 명세서에 제시된 예들로 제한되는 것으로 해석되지 않아야 한다. 오히려, 이러한 예들은 본 개시내용이 철저하고 완전하도록 제공되며, 관련 기술분야의 통상의 기술자에게 본 발명의 범위를 완전히 전달할 것이다. 전체에서 유사한 번호들은 유사한 요소들을 지칭한다.
도 3은 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 방법(100)의 일반적인 단계들을 도시하는 흐름도이다. 도 3뿐만 아니라 도 1을 참조하면, 방법(100)은 (110)에 도시된 바와 같이 원자로(18)와 연관된 NIS 캐비닛들(20, 22, 24) 중 하나로부터의 격리된 전압 출력을 교정함으로써 시작한다. 이러한 교정은 교정된 신호 소스(예를 들어, 교정된 전류 소스, 교정된 펄스 발생기)로부터의 입력들의 범위를 NIS 캐비닛(20, 22, 24)으로의 입력으로서 제공하고 그리고 입력들의 범위의 각각의 보정된 입력으로 말미암은 NIS 캐비닛(20, 22, 24)에 의해 출력되는 대응하는 전압을 측정함으로써 수행된다.
다음으로, 또는 일반적으로는 단계(110)와 동시에, (120)에 도시된 바와 같이, 단계(110)의 교정에서 사용된 교정된 신호 소스의 값들 및 출력 전압의 대응하는 값들은 캐비닛 교정 후 데이터 테이블에 기록된다. 이러한 테이블은 물리적(즉, 하드카피) 테이블의 형태, 소프트웨어를 통해 액세스 가능한 전자 테이블의 형태 또는 임의의 다른 적절한 형태일 수 있다. (130)에 도시된 바와 같이, 이전에 결정된 캐비닛 교정 후 데이터 테이블로부터의 이러한 값들 중 적어도 일부는, 컴퓨팅 디바이스(예를 들어, 제한 없이, 반응도 컴퓨터 또는 다른 적절한 컴퓨팅 디바이스)에 의해, NIS 캐비닛(20, 22, 24)으로부터의 격리된 전압 출력을 변환된 검출기 신호로 변환하는데 사용되는 개선된 신호 변환 방정식에서 이용된다. 그 다음에, (140)에 도시된 바와 같이, 변환된 검출기 신호는 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는데 사용된다. (150)에 도시된 바와 같이, 이러한 결정된 노심 설계 파라미터는 원자로(18)가 예상대로 작동하는지 또는 잠재적인 문제 및/또는 안전 문제가 존재하는지를 결정하기 위해 예상된 노심 설계 파라미터와 비교될 수 있다. 그러한 편차가 존재하면, 일반적으로 (160)에 도시된 바와 같이, 원자로(18)에 대해 후속 테스트 및/또는 예방 조치들이 수행될 수 있다.
따라서 본 발명의 개념들을 수행하는 일반적인 방법을 설명하였으므로, 이제는 중간 범위 검출기(14)로부터의 출력에 관한 더욱 특정한 방법의 예가 논의될 것이다.
도 1에 도시된 IR 검출기(14)와 같은 웨스팅하우스 보상 이온 챔버 중간 범위 검출기들의 경우, NIS 캐비닛(22)에서 나오는 격리된 전압 출력 신호들은 0-5 VDC의 범위에 있고, 이는 10-11 내지 10-3 암페어의 IR 검출기 플럭스 측정들에 대응한다. 현재 수행되는 표준 플럭스 신호 전류 변환은 다음의 방정식으로 표현된다:
여기서: I(V)는 IR 채널 출력 전압(V)에 대응하는 암페어 단위의 검출기 플럭스 값이고,
α1은 적용된 신호 게인(signal gain)(전형적으로 = 1)이고,
α2는 수십 년간 지속된 출력 전압 범위에 대한 검출기 플럭스의 비율(전형적으로 = 8/5)이고,
α3은 십 년간 최소 검출기 플럭스(전형적으로 = -11)이고,
α4는 IR 채널 출력 전압이 0 일 때 존재하는 전류 바이어스 값(전형적으로 = 0)이다.
이러한 표준 플럭스 신호 전류 변환은 검출기 플럭스의 허용할만한 표현을 제공하지만, 이것은 NIS 드로워 격리된 전압 출력(drawer isolated voltage output)의 이상적인 (즉, 완벽한) 교정/정렬인 것처럼 꾸민 것일 뿐, 실제로는 전형적인 것이 아니다. 또한, 본 명세서에서 그 내용이 참조로 포함되는 Y. A. Chao, D. M. Chapman, D. J. Hill, L. R. Grobmyer, "Dynamic Rod Worth Measurement," Nuclear Technology Volume 132 Number 3, December 2000, p403-412에 의해 개시된 바와 같은 동적 봉 가치 측정(Dynamic Rod Worth Measurement)(DRWM) 기법은 전통적인 은행 가치 측정 기법들에 사용되는 단 10년 플럭스 측정들과 비교하여 30-40 년의 중성자 플럭스보다 높은 정확도의 플럭스 측정들을 필요로 한다.
IR 검출기 플럭스에 대한 최고 수준의 측정 정확도를 달성하기 위해, 본 발명의 실시예들은 플럭스 신호 전류 변환을 수행할 때 NIS 드로워 격리된 전압 출력 조건의 교정/정렬의 실제 표현을 이용한다. 도 4는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 핵 계측 시스템(10)의 예시적인 중간 범위 검출부(50)의 컴포넌트들 및 신호들을 도시하는 개략도이다. 도 5는 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 방법(200)의 다양한 단계들을 도시하는 흐름도이다.
도 5를 참조하면, 방법(200)은 단계(210)에서 원자로(18)와 연관된 NIS 캐비닛, 즉 중간 범위 캐비닛(22)으로부터의 격리된 전압 출력을 교정함으로써 시작한다. 이러한 교정은 기술자에 의해 교정된 전류 소스를 사용하여 수행된다. 단계(220)에 도시된 바와 같이, 이러한 교정 동안, 사용된 입력 전류들 및 결과적인 출력 전압들은 아래의 표 1에 도시된 예와 같이 캐비닛 교정 후 데이터 테이블에 기록된다.
[표 1]
격리된 증폭기 정렬 점검들을 문서화하는 샘플 데이터 테이블
다음으로, 단계(230)에 도시된 바와 같이, NIS 캐비닛(22)으로부터의 격리된 전압 출력은 랩톱 또는 다른 적합한 컴퓨팅 디바이스와 같은 반응도 컴퓨터에 연결된다.
다음으로, 단계(240)에서, 개선된 신호 변환 방정식은 전술한 컴퓨팅 디바이스에 의해 전압 출력 신호를 특정 NIS 캐비닛 드로워 교정/정렬 정보를 통합하는 커스텀 (즉, NIS 드로워 특정) 플럭스 신호 전류 변환으로 변환하는데 이용된다. 보다 구체적으로는, 컴퓨팅 디바이스는 다음과 같은 개선된 신호 변환 방정식을 이용한다:
여기서: I(V)는 IR 채널 출력 전압(V)에 대응하는 암페어 단위의 검출기 플럭스 값이고,
Vlow는 측정된 IR 채널 출력 전압 간격에 대한 하한 교정 후 전압(lower bounding as-left voltage)이고,
Vhigh는 측정된 IR 채널 출력 전압 간격에 대한 상한 교정 후 전압(upper bounding as-left voltage)이고,
Ilow는 Vlow에 대응하는 하한 검출기 전류, 즉 주입된 전류 + 유휴 전류(전형적으로는 10-11 암페어)이고,
Ihigh는 Vhigh에 대응하는 상한 검출기 전류, 즉 주입된 전류 + 유휴 전류(전형적으로는 10-11 암페어)이다.
이러한 방정식을 광범위하게 점검할 때, 표준 플럭스 신호 전류 변환의 경우를 고려하며, 여기서 구분적 방정식(piecewise equation)은 전체 검출기 범위에 걸쳐 하나의 큰 간격으로 감소된다:
여기서: I(V)는 IR 채널 출력 전압(V)에 대응하는 암페어 단위의 검출기 플럭스 값이고,
Vlow = 0 VDC
Vhigh = 5 VDC
Ilow = 10-11 암페어
Ihigh = 10-3 암페어
위의 한계 값들을 대체하면 다음과 같은 수학식이 생성되고, 이는 디폴트 게인(default gain) 및 바이어스/오프셋 계수들을 갖는 표준 플럭스 신호 전류 변환과 동등하다.
커스텀 플럭스 신호 전류 변환의 실제 데모는 도 6에 도시된다. 최근의 플랜트 시동 동안, 중간 범위 검출기 격리된 전압 출력 데이터가 측정되고 대응하는 교정/정렬 정보가 취득되었다. 측정된 전압 데이터는 표준(즉, 위의 수학식 1) 및 커스텀(즉, 위의 수학식 2) 플럭스 신호 전류 변환들의 둘 다를 통해 검출기 플럭스 데이터로 변환되었다. 변환된 플럭스 신호 데이터는 노심 반응도(즉, 강성 구속 방법(Stiffness Confinement Method)을 갖는 역점 역학 방정식들)를 계산하기 위해 웨스팅하우스 반응도 컴퓨터들에 의해 사용된 표준 방정식들로 처리되었다. 도 6은 일부의 플랜트 시동 물리 테스트의 동안 표준과 커스텀 플럭스 신호 전류 변환들 사이에서 격리된 전압 출력들로부터 변환된 플럭스 신호 데이터의 그래픽 비교를 제공한다.
다음으로, 단계(250)에서, 단계(240)에서 결정된 변환된 검출기 전류 신호는, 반응도 컴퓨터에 의해, 입력들로서 하나 이상의 부가적인 핵 설계 상수와 함께, 역점 역학 방정식을 풀기 위해 사용된다.
다음으로, 단계(260)에서, 반응도 컴퓨터는 등온 온도 계수, 붕소 종말점 또는 제어 봉 가치와 같은 적어도 하나의 노심 설계 파라미터를 결정하는데 사용된다. 이것들은 컴퓨터에서 수행되는 계산들이다. 일부 경우에, 부가적인 플랜트 신호들 또는 입력이 사용되는데, 이를테면 반응도를 이용한 계산 시 온도 계수는 감속재 온도(moderator temperature)에 대한 신호를 사용한다. 붕소 종말점 계산은 화학 실험실에서 수행된 적정 샘플에 의해 결정된 것과 같은 RCS 내부의 붕소 농도의 측정된 반응도 및 값을 사용한다.
다음으로, 단계(270)에서, 결정된 노심 설계 파라미터가 예측된 파라미터와 비교되어 측정된 노심 설계 파라미터가 허용 가능한 한계들 내에 있는지를 결정한다. 이러한 측정된 파라미터가 한계들 내에 있지 않으면, 부가적인 테스트, 분석 또는 제한들이 필요할 수 있다. 임의의 실패에 대한 부가적인 후속 단계들은 임의의 측정 프로세스 오류들이 있는지를 초기에 결정하고, 오류를 수정하여 노심 파라미터를 다시 측정하거나 다시 분석하는 것일 것이다. 제어 봉 가치 측정이 한계들 내에 있지 않고 측정 프로세스 오류가 식별되지 않으면, 제어 봉들은 대안적인 수단에 의해, 이를테면 붕소주입/희석 방법(boration/dilution method) 또는 뱅크 교환 방법(bank exchange method)(두 방법 모두 ANSI/ANS-19.6.1 표준에서 식별됨)을 사용하여 측정될 것이다.
전술한 설명으로부터, 따라서 본 발명은 원자로에 대한 반응도 측정들/결정들을 수행하기 위한 개선된 방법을 제공한다는 것을 인식하여야 한다.
본 발명의 특정 실시예들이 상세하게 설명되었지만, 관련 기술분야의 통상의 기술자라면 본 개시내용의 전체 교시에 비추어 이러한 세부 사항들에 대한 다양한 수정 및 대안이 개발될 수 있다는 것을 인식할 것이다. 따라서, 개시된 특정 배열들은 단지 예시적인 것이며, 첨부된 청구항들의 전체 폭 및 이의 임의의 등가물 및 모든 등가물이 제시되는 본 발명의 범위에 대해 제한하지 않는 것으로 의도된다.
Claims (15)
- 원자로(18)의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법(100, 200)으로서,
핵 계측 시스템(NIS) 캐비닛으로의 입력에 연결된 검출기를 이용하는 단계로서, 상기 NIS 캐비닛은 상기 검출기로부터의 신호를 격리하는, 단계;
상기 원자로와 연관된 상기 NIS 캐비닛(20, 22, 24)으로부터 격리된 전압 출력을 교정하는 단계(110, 210)로서, 교정은 교정된 신호 소스로부터 입력들의 범위를 상기 NIS 캐비닛으로의 입력으로서 제공하는, 단계;
상기 입력들의 범위로부터의 각각의 교정된 입력으로부터 발생하는 상기 NIS 캐비닛에 의한 대응하는 전압 출력을 측정하는 단계;
상기 격리된 전압 출력의 상기 교정에서 사용된 상기 교정된 신호 소스의 값들 및 상기 대응하는 전압 출력의 발생하는 값들을 캐비닛 교정 후 데이터 테이블(as-left cabinet calibration data table)에 기록하는 단계(120, 220);
상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력에 연결된 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력 신호를 개선된 신호 변환 방정식에서 이전에 결정된 캐비닛 교정 후 데이터 테이블로부터의 값들 중 적어도 일부를 사용하여 변환된 검출기 신호로 변환하는 단계(130, 240)로서, 상기 개선된 신호 변환 방정식은 상기 캐비닛 교정 후 데이터 테이블에 저장된 상기 NIS 캐비닛으로부터의 교정 정보를 사용하는, 단계; 및
상기 컴퓨팅 디바이스를 사용하여, 상기 노심 설계 파라미터를 결정하기 위한 방정식을 푸는데 상기 변환된 검출기 신호를 이용하는 단계(140, 260)로서, 상기 노심 설계 파라미터는 상기 원자로에 대한 반응도 측정들을 나타내는, 단계
를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 노심 설계 파라미터가 허용 가능한 한계 내에 있는지를 결정하기 위해 상기 노심 설계 파라미터를 예측된 노심 설계 파라미터와 비교하는 단계(150, 270)를 더 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제2항에 있어서,
상기 비교로부터, 상기 노심 설계 파라미터가 상기 예측된 노심 설계 파라미터의 상기 허용 가능한 한계 내에 있지 않다는 것을 결정하고 이에 응답하여 추가 조치를 취하는 단계(160)를 더 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 교정된 신호 소스는 교정된 전류 소스를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제4항에 있어서,
상기 변환된 검출기 신호는 변환된 검출기 전류 신호를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제5항에 있어서,
상기 변환된 검출기 신호를 이용하여 방정식을 푸는 단계는 상기 변환된 검출기 전류 신호 및 하나 이상의 부가적인 핵 설계 상수들을 입력들로서 사용하여 역점 역학 방정식(inverse Point Kinetics Equation)을 푸는 단계를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 노심 설계 파라미터를 결정하는 단계는 등온 온도 계수(Isothermal Temperature Coefficient), 붕소 종말점(Boron Endpoint) 또는 제어 봉 가치(Control Rod Worth) 중 적어도 하나를 결정하는 단계를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 교정된 신호 소스는 교정된 전류 펄스 소스를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제8항에 있어서,
상기 변환된 검출기 신호는 변환된 검출기 펄스 신호를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 컴퓨팅 디바이스는 반응도 컴퓨터(reactivity computer)를 포함하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력은 상기 원자로를 모니터링하는 소스 범위 검출기(source range detector)로부터 상기 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력은 상기 원자로를 모니터링하는 중간 범위 검출기(intermediate range detector)로부터 상기 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 제1항에 있어서,
상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력은 상기 원자로를 모니터링하는 젼력 범위 검출기(power range detector)로부터 상기 NIS 캐비닛에 의해 수신된 입력에 대응하는, 원자로의 노심 설계 파라미터를 결정하는 방법. - 컴퓨팅 디바이스로서,
핵 계측 시스템(NIS) 캐비닛으로부터의 격리된 전압 출력을 수신하고, 상기 NIS 캐비닛은 상기 NIS 캐비닛의 입력에 연결된 검출기로부터의 신호를 격리하고, 원자로와 연관된 상기 NIS 캐비닛으로부터의 상기 격리된 전압 출력은 교정되고, 교정은 교정된 신호 소스로부터 입력들의 범위를 상기 NIS 캐비닛으로의 입력으로서 제공하고, 상기 입력들의 범위로부터의 각각의 교정된 입력으로부터 발생하는 상기 NIS 캐비닛에 의한 대응하는 전압 출력이 측정되고, 상기 격리된 전압 출력의 교정에 사용된 상기 교정된 신호 소스의 값들 및 상기 대응하는 전압 출력의 발생하는 값들이 캐비닛 교정 데이터 테이블에 기록되고;
교정된 신호 소스를 상기 NIS 캐비닛으로의 입력으로서 사용하여 이전에 수행된 상기 격리된 전압 출력의 교정으로부터 생성된 이전에 결정된 교정 후 데이터 테이블로부터의 적어도 일부 값을 개선된 신호 변환 방정식에서 사용하여, 상기 NIS 캐비닛으로의 상기 격리된 전압 출력을 변환된 검출기 신호로 변환하고, 상기 개선된 신호 변환 방정식은 상기 캐비닛 교정 데이터 테이블에 저장된 상기 NIS 캐비닛으로부터의 교정 정보를 사용하고;
방정식을 풀기 위해 상기 변환된 검출기 신호를 이용하여 노심 설계 파라미터를 결정하고, 상기 노심 설계 파라미터는 상기 원자로에 대한 반응도 측정들을 나타내도록
적응된, 컴퓨팅 디바이스. - 제14항에 있어서,
상기 컴퓨팅 디바이스는 상기 노심 설계 파라미터를 예상된 노심 설계 파라미터와 비교하도록 추가로 적응되는, 컴퓨팅 디바이스.
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|---|---|---|---|---|
| US3916445A (en) * | 1973-02-23 | 1975-10-28 | Westinghouse Electric Corp | Training simulator for nuclear power plant reactor coolant system and method |
| US3932885A (en) * | 1973-02-23 | 1976-01-13 | Westinghouse Electric Corporation | System and method for xenon acceleration in training simulator for nuclear power plant |
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| US4977529A (en) * | 1973-02-23 | 1990-12-11 | Westinghouse Electric Corp. | Training simulator for a nuclear power plant |
| US4552718A (en) * | 1982-07-01 | 1985-11-12 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for on-line monitoring of the operation of a complex non-linear process control system |
| US4717528A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod control system |
| US4877575A (en) * | 1988-01-19 | 1989-10-31 | Westinghouse Electric Corp. | Core reactivity validation computer and method |
| FR2649240B1 (fr) * | 1989-06-29 | 1991-09-13 | Framatome Sa | Procede de determination de la repartition de la puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire et procede de calibrage des detecteurs neutroniques autour du coeur d'un reacteur nucleaire |
| KR0139334B1 (ko) * | 1995-06-30 | 1998-07-15 | 김광호 | 발진 주파수 자동 조정 시스템의 입력 지연 장치와 카운터 구동 장치 |
| JP3461251B2 (ja) * | 1996-09-27 | 2003-10-27 | 株式会社東芝 | 出力領域モニタ装置 |
| JPH11264887A (ja) * | 1998-03-17 | 1999-09-28 | Toshiba Corp | 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 |
| EP1075696B1 (de) * | 1998-04-28 | 2003-01-29 | Framatome ANP GmbH | Verfahren und vorrichtung zur überwachung des leistungsanstiegs beim anfahren eines kernreaktors (diversitäre exkursionsüberwachung) |
| JP2000137093A (ja) * | 1998-08-25 | 2000-05-16 | Toshiba Corp | 原子炉の固定式炉内核計装システムおよび核計装処理方法、出力分布算出装置および算出方法、ならびに出力分布監視システムおよび監視方法 |
| JP4901631B2 (ja) * | 2007-07-30 | 2012-03-21 | 原子燃料工業株式会社 | ドップラー反応度係数の測定方法 |
| US7894565B2 (en) * | 2008-12-11 | 2011-02-22 | Westinghouse Electric Company Llc | Subcritical reactivity measurement method |
| US8670515B2 (en) * | 2009-07-29 | 2014-03-11 | Westinghouse Electric Company Llc | Digital nuclear control rod control system |
| US8488733B2 (en) * | 2009-08-25 | 2013-07-16 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Irradiation target retention assemblies for isotope delivery systems |
| US9773577B2 (en) * | 2009-08-25 | 2017-09-26 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Irradiation targets for isotope delivery systems |
| US8238509B2 (en) * | 2009-09-11 | 2012-08-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Neutron monitoring systems including gamma thermometers and methods of calibrating nuclear instruments using gamma thermometers |
| US20110268239A1 (en) * | 2010-04-30 | 2011-11-03 | David Jerome Krieg | Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor |
| US20110313580A1 (en) * | 2010-06-17 | 2011-12-22 | Levgenii Bakhmach | Method and platform to implement safety critical systems |
| JP5725792B2 (ja) * | 2010-10-25 | 2015-05-27 | 三菱重工業株式会社 | 減速材の温度係数測定装置および減速材の温度係数測定方法 |
| US8953732B2 (en) * | 2010-12-09 | 2015-02-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly |
| US10032529B2 (en) * | 2010-12-09 | 2018-07-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal electric control rod drive mechanism assembly |
| JP5710282B2 (ja) * | 2011-01-12 | 2015-04-30 | 株式会社東芝 | 炉心監視システム |
| JP5875943B2 (ja) * | 2011-07-27 | 2016-03-02 | 株式会社東芝 | 炉心監視システム、方法、及びプログラム |
| JP5787799B2 (ja) * | 2012-03-13 | 2015-09-30 | 三菱電機株式会社 | 炉外核計装装置 |
| US20130315362A1 (en) * | 2012-05-25 | 2013-11-28 | Institute Of Nuclear Energy Research Atomic Energy Council, Executive Yuan | Nuclear digital instrumentation and control system |
| US10304575B2 (en) * | 2013-12-26 | 2019-05-28 | Nuscale Power, Llc | Actuating a nuclear reactor safety device |
| CN106605269A (zh) * | 2014-08-29 | 2017-04-26 | 三菱电机株式会社 | 堆外核检测仪表装置 |
| EP3082133B1 (en) * | 2015-04-14 | 2023-06-07 | General Electric Technology GmbH | Nuclear instrumentation and control system |
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| US10706977B2 (en) * | 2016-01-15 | 2020-07-07 | Westinghouse Electric Company Llc | In-containment ex-core detector system |
| US9998025B1 (en) * | 2016-11-02 | 2018-06-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear instrumentation system high voltage power supply |
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