KR102608936B1 - 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치에 관한 것으로 더욱 상세하게는 원자력발전소 운전에 따라 주요 구조물의 방사화로 인하여 발생되는 방사능을 산출하는 방법을 제공함에 따라 발전소 운전에 따라 변화하는 방사선량을 정확히 산출하여 해체 비용 및 방사성 폐기물을 절감하고, 원자력발전소의 안전성을 향상시킬 수 있는 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치에 관한 것이다.
이를 위해 본 발명은 원자력 발전소의 출력 변화 이력 정보를 취득하는 이력 수집부; 원자력 발전소의 핵연료 장전 주기별 중성자 수송률을 산출하는 수송률 산출부; 상기 수송률 산출부로부터 수신한 중성자 수송률을 기초로 하여 원자력 발전소의 구조물 위치별 방사성 동위원소의 생성 반응률을 산출하는 반응률 산출부; 및 상기 반응률 산출부로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 방사능 산출부;를 포함한다.

Description

원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치{Radiation calculation apparatus for nuclear power plant structures}
본 발명은 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치에 관한 것으로 더욱 상세하게는 원자력발전소 운전에 따라 주요 구조물의 방사화로 인하여 발생되는 방사능을 산출하는 방법을 제공함에 따라 발전소 운전에 따라 변화하는 방사선량을 정확히 산출하여 해체 비용 및 방사성 폐기물을 절감하고, 원자력발전소의 안전성을 향상시킬 수 있는 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치에 관한 것이다.
원자력 발전소는 핵연료의 핵분열로 발생되는 열에너지를 이용하여 냉각수를 가열하여 증기를 만들고 이를 이용하여 터빈을 돌려서 전기를 생산한다. 핵분열 과정에서 중성자가 발생하며, 대부분의 중성자는 핵연료에 다시 흡수되어 또 다른 핵분열에 기여한다.
그러나 일부 중성자는 핵연료 외부로 누출되어 배플(baffle), 배럴(barrel), 압력용기, 콘크리트 등 발전소 주요 구조물에 흡수되어 수많은 방사성 동위원소들을 생성하게 된다.
이렇게 방사성 동위원소가 생성되는 과정이 방사화 과정이다. 일반적으로 중성자 flux가 높을수록, 그리고 중성자 조사기간이 길수록 방사성 동위원소의 양은 증가하며 이에 비례하여 방사능 값도 증가한다.
원자력 발전소는 통상 1.5년 주기로 핵연료를 교체하며, 핵연료 교체 기간에는 1개월 내지 2개월 정도 정비를 위해 발전소는 정지한다. 이렇게 정지하는 기간에는 추가적으로 생성되는 방사성 동위원소 수는 극히 적고 이미 생성된 방사성 동위원소들은 각각의 반감기에 따라 소멸하기 때문에 그 수는 일정 수준 감소한다.
핵연료 교체 후에 다시 발전소가 가동을 시작하면 다시 방사성 동위원소가 생성되는 과정이 반복된다. 이와 같이 특정 위치에서 방사능 값은 가동과 정지에 따라 증가와 감소를 반복하지만 짧은 반감기를 가진 핵종을 제외하면 대부분 점차 증가하는 경향을 보인다.
지금까지의 방사능 계산은 주로 원자로 수명 기간동안 발전소가 정지하는 기간 없이 100% 출력으로 연속적으로 운전하는 것을 가정하여 평가를 수행하였다. 이렇게 함으로써 계산은 간편할 수 있으나 정지 기간 동안 소멸되는 방사능이 고려되지 않기 때문에 방사능 계산값이 과대 평가되고 그만큼 해체 폐기물 처분량도 증가하여 비용이 증가한다.
또한, 지금까지의 방사능 계산 방식은 주요 구조물의 3차원 위치별 중성자 flux 차이를 충분히 고려하지 못하는 문제가 있다. 예를 들어 압력용기는 반경이 거의 2미터에 두께가 20센치 정도이고, 높이는 4미터가 넘는 거대 철강 구조물이다.
따라서 압력용기 모든 위치에서 중성자 flux는 다르고, 특히 핵연료에 가까운 압력용기 내벽면과 두께방향으로 깊은 곳의 중성자 flux 차이는 10배 이상 차이가 있다.
이러한 차이를 고려하지 않으면 계산 결과는 매우 과대 평가되어 방사성 폐기물 양도 증가할 수밖에 없다. 또한, 높이 방향으로도 중성자 flux 차이가 있으며, 핵연료 중앙 높이와 핵연료 상, 하단 위치에서 중성자 flux 차이는 2 ~ 3배 차이가 있다. 이러한 차이를 고려하지 않으면 이 역시 방사성 폐기물 양도 증가할 수밖에 없다.
원자력발전소 1기를 해체할 때 방사성 폐기물 처분 비용이 수 천억원임을 감안할 때 발전소 주요 구조물에 대한 3차원 위치별 방사능을 정확하게 계산하는 것은 매우 중요하다.
따라서 원자력 발전소의 수명 기간동안 계속 변화는 출력을 반영하여 주요 구조물에 대한 방사능 변화를 산출하고, 주요 구조물의 3차원 위치별 방사능을 정밀하게 산출할 수 있는 장치 또는 방법의 제안이 요구된다.
한국특허등록 제10-2391741호(공고일: 2022.04.28)
본 발명은 상기의 문제점을 해결하기 위해 안출된 것으로서 원자력 발전소 수명기간동안 계속 변하는 출력을 반영하여 주요 구조물에 대한 방사능 변화를 산출하는 방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
아울러 본 발명의 다른 목적은, 발전소 주요 구조물의 두께방향, 방위각방향 및 높이 방향의 중성자 flux 차이를 반영하여 위치별 3차원 방사능 분포를 산출하는 방법을 제공하는 데 있다.
본 발명은 상기의 과제를 해결하기 위해 아래와 같은 특징을 갖는다.
본 발명은 원자력 발전소의 출력 변화 이력 정보를 취득하는 이력 수집부; 원자력 발전소의 핵연료 장전 주기별 중성자 수송률을 산출하는 수송률 산출부; 상기 수송률 산출부로부터 수신한 중성자 수송률을 기초로 하여 원자력 발전소의 구조물 위치별 방사성 동위원소의 생성 반응률을 산출하는 반응률 산출부; 및 상기 반응률 산출부로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 방사능 산출부;를 포함한다.
여기서, 상기 방사능 산출부는, 상기 반응률 산출부로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출하는 제 1 방사능 산출부; 및 상기 제 1 방사능 산출부로부터 수신한 방사능 값을 기초로 하여 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향 보정 상수를 산출하고, 산출된 보정 상수를 통해 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 제 2 방사능 산출부;를 포함한다.
또한 상기 제 1 방사능 산출부는, 하기 식(1) 및 식(2)를 통해 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출한다.
식(1)
Figure 112023101178399-pat00001
식(2)
Figure 112023101178399-pat00002
여기서, Ai는 i 기간 종료 시점에서의 방사능이고, Ai-1은 i-1 기간 종료 시점에서의 방사능이며, λ는 해당 방사성 동위원소의 붕괴 상수이고, ti는 i 기간에 해당하는 중성자 조사 시간이며, N0는 중성자 흡수 반응에 관여하는 동위원소 수밀도이고, Ri는 i 기간의 중성자 흡수반응률이다.
또한 Ri(r,θ,z)는 i 기간의 위치별 중성자 흡수반응률이고, Pi는 i 기간의 발전소 출력이며, P는 발전소 100%에 해당하는 출력이고, σ(E)는 중성자 흡수반응 단면적이며, φi(r,θ,z,E)는 i 기간의 100% 출력에 해당하는 위치별 중성자 flux이다.
아울러 상기 제 2 방사능 산출부는, 상기 식(1)을 기초로 하여 하기 식(3)을 통해 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능을 산출한다.
식(3)
Figure 112023101178399-pat00003
여기서, 상기 는 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능이고, 는 구조물의 기준 위치 방사능이며, 는 두께 방향 보정인자이고, 는 방위각 방향 보정인자이며, 는 높이 방향 보정인자이다.
또한 상기 제 1 방사능 산출부는, 반감기가 기설정된 기준보다 긴 방사성 동위원소에 대해 상기 식(1)의 출력변화 이력이 반영된 방사능을 하기 식(4)를 통해 산출한다.
식(4)
Figure 112023101178399-pat00009
여기서,
Figure 112023101178399-pat00010
은 조사기간 i 까지 100% 출력으로 운전할 때의 방사능이고, 평균이용률은 조사기간 i 까지의 발전소 평균이용률이다.
본 발명에 따르면 원자력 발전소 출력변화 이력을 반영함으로써 해체 방사성 폐기물 발생량을 감소하여 처분 비용을 절감하는 효과가 있다.
또한 발전소 주요 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향의 중성자 flux 차이를 반영하여 위치별 3차원 방사능 분포를 신속하게 산출함에 따라 산출 시간을 단축하고, 해체 과정에서 구조물의 방사능 준위에 따른 절단 위치에 대한 정보를 제공하여 작업 기간을 단축시킬 수 있다.
아울러 작업 시간 단축을 통해 작업자의 방사선 피폭량을 줄이고, 방사성 폐기물 발생량도 감소시키는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치의 개략적인 구성을 나타내는 블럭도이다.
도 2는 일반적인 원자력 발전소의 구조를 나타내는 도면이다.
도 3은 원자력 발전소 출력변화 이력을 반영한 방사능 계산의 실시 예를 보여주는 그래프이다.
도 4는 압력 용기 내벽면을 기준으로 두께 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이다.
도 5는 압력 용기 방위각 0°를 기준으로 방위각 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이다.
도 6은 압력 용기 중앙 높이를 기준으로 높이 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이다.
도 7은 본 발명에 따라 평가한 방사능 값을 실제 원자력 발전소의 측정값과 비교한 그래프이다.
첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대해 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 도면부호가 사용되었다. 또한 널리 알려져 있는 공지기술의 경우 그 구체적인 설명은 생략한다.
명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함"한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치의 개략적인 구성을 나타내는 블럭도이며, 도 2는 일반적인 원자력 발전소의 구조를 나타내는 도면이고, 도 3은 원자력 발전소 출력변화 이력을 반영한 방사능 계산의 실시 예를 보여주는 그래프이다.
또한 도 4는 압력 용기 내벽면을 기준으로 두께 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이고, 도 5는 압력 용기 방위각 0°를 기준으로 방위각 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이며, 도 6은 압력 용기 중앙 높이를 기준으로 높이 방향에 대해 Co-60 및 Mn-54 보정인자 계산 실시 예를 보여주는 그래프이고, 도 7은 본 발명에 따라 평가한 방사능 값을 실제 원자력 발전소의 측정값과 비교한 그래프이다.
도 2에 도시된 바와 같이 원자력 발전소의 주요 구조물들은 핵연료에 가깝게 위치하기 때문에 발전소 가동 중에는 지속적으로 중성자를 흡수하여 방사화된다.
특히 금속재료인 배플(BF), 배럴(BR), 압력 용기(PV)는 이곳에 포함된 철 원자중 Fe-54 동위원소가 하기 식(5)와 같은 중성자 흡수반응을 통해 Mn-54 방사성 동위원소로 변환되고, Mn-54는 감마선 방사선을 방출한다.
식(5)
Figure 112023101178399-pat00011
여기서 n와 p는 각각 중성자와 양성자를 나타낸다.
또한 이러한 금속 재료에 불순물로 포함된 Co-59 동위원소는 하기 식(6)과 같은 중성자 흡수반응을 통해 Co-60 방사성 동위원소로 변환되고, Co-60은 감마선 방사선을 방출한다.
식(6)
Figure 112023101178399-pat00012
여기서 n과 γ는 각각 중성자와 감마선을 나타낸다.
콘크리트(CS)는 모래와 시멘트가 주성분이지만, 불순물로 포함된 유로피움(Eu) 원소의 방사화가 중요하다. 유로피움 중에서도 Eu-151은 하기 식(7)과 같은 중성자 흡수 반응을 통해 Eu-152 방사성 동위원소로 변환되고, Eu-152는 감마선을 방출한다.
식(7)
Figure 112023101178399-pat00013
상기에서 설명한 반응 외에도 많은 다른 반응을 통해 다수의 방사성 동위원소가 생성되며, 각각 고유한 붕괴 과정을 통해 알파, 베타, 감마선 등을 방출한다.
이와 같이 발생되는 방사성 폐기물은 방사능 준위에 따라 관련 규정에 맞게 관리되고 처분되어야 하며 이 과정에서 많은 비용이 발생한다.
따라서 각 구조물에 포함된 위치별 방사능 값을 정확하게 계산하는 것은 방사성 폐기물 처분 비용을 절감하는 매우 중요한 과정이다.
이에 본 발명의 일실시예에 따른 방사능 산출 장치(1000)는 이와 같은 각 구조물에 포함된 위치별 방사능 값을 정확하게 산출하기 위해 구비되는데, 크게 원자력 발전소의 출력 변화 이력 정보를 취득하는 이력 수집부(100)와, 원자력 발전소의 핵연료 장전 주기별 중성자 수송률을 산출하는 수송률 산출부(200)와, 상기 수송률 산출부(200)로부터 수신한 중성자 수송률을 기초로 하여 원자력 발전소의 구조물 위치별 방사성 동위원소의 생성 반응률을 산출하는 반응률 산출부(300) 및 상기 반응률 산출부(300)로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부(100)로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 방사능 산출부(400)로 구성된다.
여기서 상기 이력 수집부(100)는 현재까지 발전소 출력변화 이력자료 취득하기 위해 구비되는데, 이러한 원자력 발전소의 출력 자료는 일반적으로 원자로 출력은 하루 단위로 측정되고 관리될 수 있다.
보다 바람직하게는 하루 단위로 관리되는 원자로 출력을 1개월동안 평균하여 1개월 단위로 조사기간을 설정하는 것이 효과적이다. 그러나 원자로 출력이 상승하거나 감소하는 과정과 특히 하루 주기로 원자로 출력이 변동되는 경우에는 조사기간을 더 짧게 설정함이 바람직하다.
또한 수송률 산출부(200)는 원자력 발전소의 핵연료 장전 주기별 중성자 수송률을 산출하도록 구비되는데, 이러한 수송률 산출부(200)는 원자력 발전소 핵연료 장전 주기별 중성자 수송계산을 수행하여 구조물 3차원 모든 위치에 대해 에너지 의존 중성자 flux를 산출한다.
이를 위해 중성자 수송계산은 결정론적 코드 또는 몬테칼로 코드를 사용할 수 있으나, 바람직하게는 중성자 에너지 그룹을 40개 이상 나누어 계산할 수 있고, 계산하고자 하는 구조물을 센티미터 크기로 세밀하게 나눌 수 있는 결정론적 코드가 권장된다.
아울러 반응률 산출부(300)는 상기 수송률 산출부(200)로부터 수신한 중성자 수송률을 기초로 하여 원자력 발전소의 구조물 위치별 방사성 동위원소의 생성 반응률을 산출하도록 구비되는데, 이러한 반응률 산출부(300)는 상기 수송률 산출부(200)가 산출한 에너지 의존 중성자 flux와 중성자 흡수단면적 자료집을 이용하여 관심 있는 방사성 동위원소의 생성 반응률을 계산한다. 바람직하게는 전술한 식(5) 내지 식(7)에 제시된 반응을 포함시킨다.
한편 상기 방사능 산출부(400)는 상기 반응률 산출부(300)로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부(100)로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하도록 구비되는데, 이러한 상기 방사능 산출부(400)는, 상기 반응률 산출부(300)로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부(100)로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출하는 제 1 방사능 산출부(410) 및 상기 제 1 방사능 산출부(410)로부터 수신한 방사능 값을 기초로 하여 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향 보정 상수를 산출하고, 산출된 보정 상수를 통해 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 제 2 방사능 산출부(420)로 구성된다.
여기서 상기 제 1 방사능 산출부(410)는 원자력 발전소 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출하기 위해 하기 식(1) 및 식(2)을 이용하여 조사기간별 방사능 값을 산출한다.
식(1)
Figure 112023101178399-pat00014
여기서, Ai는 i 기간 종료 시점에서의 방사능이고, Ai-1은 i+1 기간 종료 시점에서의 방사능이며, λ는 해당 방사성 동위원소의 붕괴 상수이고, ti는 i 기간에 해당하는 중성자 조사 시간이며, N0는 중성자 흡수 반응에 관여하는 동위원소 수밀도이고, Ri는 i 기간의 중성자 흡수반응률이다.
식(2)
Figure 112023101178399-pat00015
여기서, Ri(r,θ,z)는 i 기간의 위치별 중성자 흡수반응률이고, Pi는 i 기간의 발전소 출력이며, P는 발전소 100%에 해당하는 출력이고, σ(E)는 중성자 흡수반응 단면적이며, φi(r,θ,z,E)는 i 기간의 100% 출력에 해당하는 위치별 중성자 flux이다.
상기 식(1)에 대한 유도 과정을 다음과 같이 간단히 설명한다.
발전소 가동 전에는 관심 대상이 되는 방사성 동위원소의 방사능 값이 0이므로, 처음 중성자 조사기간 i=1 동안 생성되는 방사성 동위원소의 방사능 값은 식(1-1)과 같으며, 이는 방사화 평가에서 잘 알려진 식이다.
식(1-1)
Figure 112023101178399-pat00016
이 후 다음 i=2 중성자 조사기간 동안에는 이전 기간에 생성된 방사능이 자체 반감기에 따라 소멸됨과 동시에 새로운 동위원소가 같은 방식으로 생성된다. 따라서 i=2 기간에 해당하는 방사능은 식(1-2)와 같다.
식(1-2)
Figure 112023101178399-pat00017
그리고 이와 같은 현상이 계속 반복되므로, 일반식으로 쓰면 쉽게 식 (1)이 유도된다.
아울러 발전소가 t1 시간동안 100% 출력으로 운전하고 t2 시간동안 정지한 경우를 생각해 보자. 그러면 t2 시간 후의 방사능은 다음 식(1-3)과 같다.
식(1-3)
Figure 112023101178399-pat00018
만약 원자로가 정지하지 않고 t1 + t2 시간 동안 계속해서 100% 출력으로 운전한 경우라면, 이 때의 방사능은 식(1-4)와 같다.
식(1-4)
Figure 112023101178399-pat00019
상기 식(1-3)과 식(1-4)를 이용하여, 다음 식(1-5)를 유도할 수 있다.
식(1-5)
Figure 112023101178399-pat00020
가 매우 작을 때 테일러급수 정리에 따라 다음 식(1-6)이 성립한다. 실제로 원자력 발전소에서 중요한 방사성 동위원소의 붕괴상수에 해당하는 는 매우 작은 값이므로 식(1-6)을 적용할 수 있다.
식(1-6)
Figure 112023101178399-pat00023
이러한 식(1-6)은 가 매우 작을 때 테일러급수 정리를 적용한 근사식으로, 만약 가 작지 않다면, 테일러급수 정리를 적용하여 근사하는 경우 약간의 오차가 발생된다.
Figure 112023101178399-pat00026
임을 고려하면, 반감기는 와 반비례 관계이므로 식(1-6)은 반감기가 큰 경우 적용 가능하다.
본 발명의 일예에 따르면 반감기가 3년 내지 5년 이상인 경우, 보다 바람직하게는 5년 이상이면 테일러급수 정리 적용이 가능하며, 특히 중요한 Co-60의 반감기가 5.2년 정도이므로 이를 고려하여 5년 이상으로 반감기가 긴 기준 값을 설정할 수 있다.
이에 따라 식(1-6)을 식(1-5)에 대입하여 정리하면, 다음 과정을 통해 식(1-7)을 얻을 수 있다.
Figure 112023101178399-pat00028
Figure 112023101178399-pat00029
식(1-7)
Figure 112023101178399-pat00030
그리고 식(1-7)의 우변,
Figure 112023101178399-pat00031
은 원자력발전소의 평균이용률에 해당하므로 식(1-8)이 유도된다.
식(1-8)
Figure 112023101178399-pat00032
상기 식(1-8)은 반감기가 긴 방사성 동위원소, 즉 붕괴상수가 매우 작은 경우에 적용할 수 있는 편리한 방법이 된다.
이에 따라 제 1 방사능 산출부(410)는, 반감기가 기설정된 기준보다 긴 방사선 동위원소에 대해 출력변화 이력이 반영된 방사능을 하기 식(4)를 통해 산출할 수 있다.
식(4)
Figure 112023101178399-pat00033
여기서,
Figure 112023101178399-pat00034
은 조사기간 i 까지 100% 출력으로 운전할 때의 방사능이고, 평균이용률은 조사기간 i 까지의 발전소 평균이용률이다.
이러한 식(4)를 적용하기 위해서는 반감기가 기설정된 기준보다 긴 방사선 동위원소일 경우에
한편 상기 제 2 방사능 산출부(420)는, 상기 제 1 방사능 산출부(410)로부터 수신한 방사능 값을 기초로 하여 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향 보정 상수를 산출하고, 산출된 보정 상수를 통해 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하도록 구비되는데, 이러한 상기 제 2 방사능 산출부(420)는 상기 식(1)을 기초로 하여 하기 식(3)을 통해 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능을 산출한다.
식(3)
Figure 112023101178399-pat00035
여기서, 상기 는 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능이고, 는 구조물의 기준 위치 방사능이며, 는 두께 방향 보정인자이고, 는 방위각 방향 보정인자이며, 는 높이 방향 보정인자이다.
도 3에 도시된 바와 같이 발전소의 가동과 정지에 따라 방사능 계산값이 증가와 감소를 반복하는 것을 확인할 수 있으며, 반감기가 짧은 M-54의 경우는 가동 후 70개월 정도에 포화 방사능에 도달하여 더 이상 증가하지 못하는 현상을 나타내고 있음을 확인할 수 있다.
상기 제 2 방사능 산출부(420)는 상기 제 1 방사능 산출부(410)에서 산출한 각 구조물의 기준 위치에 대한 방사능을 전달받아 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향 각각에 대한 보정 상수를 계산하여, 식(3)을 기초로 구조물 전체에 대한 방사능을 산출하는데, 기준 위치는 해당 구조물의 방사능 값이 최대가 되는 지점을 선정하는 것이 편리하다.
이러한 방사능 값이 최대가 되는 기준 위치는 일반적으로 구조물과 핵연료가 가까운 내벽, 방위각 0도, 그리고 축방향 높이는 중앙 부분에 해당한다. 이렇게 얻어진 보정인자는 핵연료 장전 모형이 변경되더라도 거의 변하지 않기 때문에 한번만 결정하면 발전소 수명 전체에 대해 적용할 수 있다.
이와 같이 본 발명에 따른 방사능 산출 장치(1000)는 원자력 발전소 출력변화 이력과, 발전소 주요 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향의 중성자 flux 차이를 반영하여 보다 정확한 방사능 값 산출을 유도하는데, 이는 도 7을 통해 확인할 수 있다.
도 7은 본 발명에 따라 평가한 방사능 값을 실제 원자력발전소의 측정값과 비교하여 % 오차를 나타낸 그래프로 총 6개의 비교 사례가 나타나 있는데, 도 7에서 보는 바와 같이 전체적으로 20% 이내 오차를 보이고 있어서 본 발명 계산 방법이 정확함을 확인할 수 있다.
이상에서 본 발명의 바람직한 실시 예에 대하여 설명하였으나, 본 발명은 상술한 특정의 실시 예에 한정되지 아니한다. 즉, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가지는 자라면 첨부된 특허청구범위의 사상 및 범주를 일탈함이 없이 본 발명에 대한 다수의 변경 및 수정이 가능하며, 그러한 모든 적절한 변경 및 수정은 균등물들로 본 발명의 범위에 속하는 것으로 간주되어야 할 것이다.
100 : 이력 수집부
200 : 수송률 산출부
300 : 반응률 산출부
400 : 방사능 산출부
410 : 제 1 방사능 산출부
420 : 제 2 방사능 산출부
1000 : 방사능 산출 장치
BF : 배플
BR : 배럴
PV : 압력 용기
CS : 콘크리트 구조물

Claims (5)

  1. 원자력 발전소의 출력 변화 이력 정보를 취득하는 이력 수집부;
    원자력 발전소의 핵연료 장전 주기별 중성자 수송률을 산출하는 수송률 산출부;
    상기 수송률 산출부로부터 수신한 중성자 수송률을 기초로 하여 원자력 발전소의 구조물 위치별 방사성 동위원소의 생성 반응률을 산출하는 반응률 산출부; 및
    상기 반응률 산출부로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 방사능 산출부;를 포함하고,
    상기 방사능 산출부는,
    상기 반응률 산출부로부터 수신한 생성 반응률 및 상기 이력 수집부로부터 수신한 출력 변화 이력 정보를 기초로 하여 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출하는 제 1 방사능 산출부; 및
    상기 제 1 방사능 산출부로부터 수신한 방사능 값을 기초로 하여 구조물의 두께 방향, 방위각 방향 및 높이 방향 보정 상수를 산출하고, 산출된 보정 상수를 통해 구조물 전체에 대한 방사능 값을 산출하는 제 2 방사능 산출부;를 포함하는,
    원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서,
    상기 제 1 방사능 산출부는,
    하기 식(1) 및 식(2)를 통해 구조물의 기준 위치에 대한 방사능 값을 산출하는,
    원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치.
    식(1)
    Figure 112023124211190-pat00041

    식(2)
    Figure 112023124211190-pat00042

    (여기서, Ai는 i 기간 종료 시점에서의 방사능이고, Ai-1은 i-1 기간 종료 시점에서의 방사능이며, λ는 해당 방사성 동위원소의 붕괴 상수이고, ti는 i 기간에 해당하는 중성자 조사 시간이며, N0는 중성자 흡수 반응에 관여하는 동위원소 수밀도이고, Ri는 i 기간의 중성자 흡수반응률이다.
    또한 Ri(r,θ,z)는 i 기간의 위치별 중성자 흡수반응률이고, Pi는 i 기간의 발전소 출력이며, P는 발전소 100%에 해당하는 출력이고, σ(E)는 중성자 흡수반응 단면적이며, φi(r,θ,z,E)는 i 기간의 100% 출력에 해당하는 위치별 중성자 flux이다.)
  4. 제3항에 있어서,
    상기 제 2 방사능 산출부는,
    상기 식(1)을 기초로 하여 하기 식(3)을 통해 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능을 산출하는,
    원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치.
    식(3)
    Figure 112023101178399-pat00043

    (여기서, 상기 는 3차원 구조물의 모든 위치별 방사능이고, 는 구조물의 기준 위치 방사능이며, 는 두께 방향 보정인자이고, 는 방위각 방향 보정인자이며, 는 높이 방향 보정인자이다.)
  5. 제3항에 있어서,
    상기 제 1 방사능 산출부는,
    반감기가 기설정된 기준보다 긴 방사성 동위원소에 대해 상기 식(1)의 출력변화 이력이 반영된 방사능을 하기 식(4)를 통해 산출하는,
    원자력 발전소 구조물의 방사능 산출 장치.
    식(4)
    Figure 112023101178399-pat00049

    (여기서,
    Figure 112023101178399-pat00050
    은 조사기간 i 까지 100% 출력으로 운전할 때의 방사능이고, 평균이용률은 조사기간 i 까지의 발전소 평균이용률이다.)


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