KR20060041043A - 동적 제어봉 제어능 측정방법 - Google Patents

동적 제어봉 제어능 측정방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20060041043A
KR20060041043A KR1020040090397A KR20040090397A KR20060041043A KR 20060041043 A KR20060041043 A KR 20060041043A KR 1020040090397 A KR1020040090397 A KR 1020040090397A KR 20040090397 A KR20040090397 A KR 20040090397A KR 20060041043 A KR20060041043 A KR 20060041043A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
control rod
control
core
dynamic
nuclear
Prior art date
Application number
KR1020040090397A
Other languages
English (en)
Other versions
KR100598037B1 (ko
Inventor
이창섭
배성만
이은기
신호철
류석진
우일탁
윤용배
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
한국전력공사
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국수력원자력 주식회사, 한국전력공사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020040090397A priority Critical patent/KR100598037B1/ko
Publication of KR20060041043A publication Critical patent/KR20060041043A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100598037B1 publication Critical patent/KR100598037B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 동적 제어봉 제어능 측정방법에 관한 것으로, 특히 원자로 임계상태에서 제어봉을 최대허용속도로 완전 삽입/인출하고, 이때 측정된 전류 신호를 보정하여 동적 제어능을 측정하고, 이를 정적 제어능으로 변환하여 제어능을 측정하도록 함으로써 붕산수 희석이 필요없고, 제어봉의 제어능을 각각 독립적으로 측정할 수 있고, 측정 방법이 간단하여 운전 부담을 줄여 시험자와 운전자간 인적오류 가능성을 낮출 수 있고, 8개 제어봉 제어능 측정에 약 2시간 정도만 소요되기 때문에 영출력 원자로특성시험 시간을 기존 대비 8시간~10시간 가량을 줄일 수 있어 측정에 소비되는 비용을 줄여 원전 경제성과 운전 효율을 상대적으로 증대시킬 수 있다.
가압경수형 원자로, 영출력 원자로 특성 시험, 노외핵계측기, 정적 제어능, 동적 제어능, 제어능 측정

Description

동적 제어봉 제어능 측정방법{Method of dynamic control rod reactivity measurement}
도 1은 종래의 붕산 희석법에 의한 기준 제어봉의 제어능 측정 방법을 설명하기 위한 설명도,
도 2는 종래의 웨스팅하우스 제어봉 교환법에 의한 제어봉의 제어능 측정 방법을 설명하기 위한 설명도,
도 3은 종래의 한국표준형 원전 제어봉 교환법에 의한 제어봉의 제어능 측정 방법을 설명하기 위한 설명도,
도 4는 종래의 원자로특성 시험시 제어봉 제어능 측정 장치를 개략적으로 나타낸 구성도,
도 5는 교점 A, B사이의 크기로 결정되는 종래 제어봉 제어능 계산 방식을 나타낸 그래프,
도 6은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 장치의 구성을 나타낸 블록도,
도 7은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법을 설명하기 위한 동작 흐름도,
도 8은 본 발명의 동적 제어봉 제어능 측정방법에서 컴퓨터가 출력 상승 기 간동안 상, 하부 노외핵계측기 신호로부터 측정 정적 제어능을 산출하는 과정을 나타낸 설명도,
도 9는 본 발명의 동적 제어봉 제어능 측정방법에 따라 여러개의 제어봉을 삽입하고 인출하는 동안 상, 하부 노외핵계측기 신호세기의 변화와 이에 따른 동적 반응도 변화 정도를 나타낸 그래프,
도 10은 종래의 제어봉 제어능 측정 장치의 전압 측정기를 본 발명에 따른 시험절차에 적용하였을 때 전류 신호 감소로 대역이 변화하는 모습을 나타낸 그래프,
도 11 및 도 12는 웨스팅하우스형 노심에서 노심 크기에 따라 노외핵계측기의 위치를 나타낸 단면도,
도 13은 한국표준형 원전에서 노외핵계측기의 위치를 나타낸 단면도,
도 14는 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의해 정규화된 실측 노심 평균 중성자 수밀도의 계산 과정을 나타낸 동작 흐름도,
도 15는 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의해 측정 노심 평균 중성자 수밀도로부터 측정 정적 제어봉 제어능을 얻기까지의 과정을 나타낸 동작 흐름도,
도 16a 내지 16c는 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법의 감마선에 따른 최종 정적 제어봉 제어능의 탐색 결과를 나타낸 그래프,
도 17은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법의 기저 신호 보정 및 최종 적분 제어능을 계산하는 전반적인 계산 흐름을 나타낸 동작 흐름도,
도 18은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의해 5개 원전 22개 제어봉 제어능 측정 결과를 나타낸 결과표.
<도면의 주요 부분에 관한 부호의 설명>
1 : 노심 2, 3 : 상, 하부 노외핵계측기
100 : 동적 제어봉 제어능 측정장치
110, 120 : 제 1, 2전류 측정기 130 : 반응도 계산기
본 발명은 원자로의 제어능 측정 방법에 관한 것으로, 상세하게는 제어봉을 최대 허용 속도로 인출 및 삽입하면서 노외핵계측기로부터 측정되는 전류 신호를 보정하여 동적 제어능을 측정하고 이를 정적 제어능으로 변환하도록 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법에 관한 것이다.
일반적으로 원자로는 새롭게 핵연료를 장전한 후 대상 원자로 안전해석에 사용된 가정이 적절한지를 확인하기 위해 반드시 제어봉의 제어능을 측정하게 된다.
원자로 노심(Reactor core)에는 열출력이나 축방향 출력분포의 조정, 또는 다양한 원인에 의해 노심내 핵반응을 완전 종결시켜야 할 때 이를 가능케 하도록 다수의 제어봉(Control rod)이 설치된다.
이러한 제어봉들은 낱개로 동작하지 않고, 원자로 크기에 따라 6개 또는 10여개의 제어군(Control bank/Control rod assembly group)으로 관리되는데, 출력준 위 및 출력분포 조절 기능을 담당하는 조절 제어군과, 원자로 정지를 담당하는 정지 제어군으로 크게 구분된다. 또한, 하나의 제어군은 4개 또는 8개의 제어봉 집합체(Control rod assembly)로, 그리고 제어봉 집합체는 4개 또는 12개의 낱개 제어봉들로 구성된다.
한편, 영출력 원자로 특성 시험시 측정하는 제어봉 제어능 측정이란 용어는 개별 제어봉 제어능을 측정하는 것이 아니라 통상 제어군 제어능을 측정하는 행위를 말하며, 이후 기술함에 있어 제어봉은 낱개의 제어봉을 의미하지 않고 통상과 같이 하나의 제어군을 지칭하고, 제어봉 제어능 역시 제어군 제어능을 의미하는 용어로 사용된다.
아울러 반응도라 함은 원자로 임계상태, 즉 원자로내 중성자수(혹은 중성자속(초당 단위면적당 중성자수) 크기)의 생성과 소멸이 동일한 상태에서 얼마나 거리가 있느냐를 나타내는 것으로 양(+)의 반응도(혹은 정반응도)가 원자로에 삽입되었다함은 중성자 생성이 소멸보다 많아 중성자수가 지속적으로 늘어나는 것을 의미하고 음(-)의 반응도(혹은 부반응도)가 삽입되었다는 것은 중성자 소멸이 더 커서 노심 전체 중성자수가 지속적으로 감소하게 됨을 의미한다.
우선 종래의 측정방법과 사용된 수학적 모델 및 제한성 등은 다음과 같다.
종래의 제어봉 제어능 측정 방법은 이미 20여년간 사용된 붕소 희석법 및 제어봉 교환법이다.
먼저, 붕소희석법은 제어능이 가장 큰 제어군(이하, 기준 제어봉이라 칭함)을 대상으로 수행하며, 보다 정확히 제어능을 측정하고자 할 때 사용하는 방법으로 전체적인 측정 과정은 도 1에 도시된 바와 같다.
측정의 시작은 임계상태의 원자로로부터 출발하며, 이때 원자로 노심에는 기준 제어봉이 30~50pcm의 양의 반응도를 제공할 수 있는 깊이로 삽입된 상태이다.
만일 삽입된 깊이가 너무 크면 삽입된 제어봉의 제어능을 기존 반응도 계산기로 정확히 평가할 수 없기 때문에 계산 가능한 수준의 반응도를 갖는 높이에 기준 제어봉이 위치하도록 냉각재 붕산농도를 조절하여 원자로 임계상태에 도달하여야 한다.
삽입된 높이에 해당하는 반응도는 기준 제어봉을 완전 인출했다가 원래의 상태로 삽입하는 과정을 3차례 정도 되풀이하고, 이때 반응도 계산기에 기록된 정반응도를 평균하여 계산(도 1의 ①)하면 된다.
이때 기준 제어봉의 제어능이 70pcm을 넘으면 상기한 인출, 삽입 반복에 의한 제어능 측정이 부정확할 수가 있다.
삽입된 기준 제어봉 제어능 계산이 종료되면 기준 제어봉이 완전 삽입될 경우 이를 상쇄할 정도의 붕산 희석량을 계산하여 시간에 따라 적당량씩 냉각재에 물을 혼합하여 냉각제의 붕산 농도를 낮춘다.
그러면, 붕산 농도가 줄어드는 만큼 냉각재의 중성자 흡수율이 떨어져 정반응도가 지속적으로 노심에 삽입되므로 노심 전체 중성자수가 증가할 뿐아니라 반응도 계산기가 계산하는 노심 반응도도 지속적으로 증가하게 된다.
이때, 약 20~30pcm 정도의 반응도에 해당하는 길이만큼 기준 제어봉을 삽입하고 대기한다.
제어봉 삽입에 의한 부반응도로 인해 반응도 계산기에 나타나는 반응도곡선은 약 2~3초간의 삽입시간동안 거의 수직으로 감소(도 1의 ②)하고 대기상태 동안에는 붕산농도의 감소로 인해 시간에 따라 선형적으로 증가하며, 그리고, 이와 같은 현상은 반응도 계산기 및 스트립차트 기록기에 기록된다.
중성자수는 반응도 변화와 유사하게 진행되는데 기준 제어봉 삽입동안 급하게 감소하다가 대기상태에 있는 동안 매우 서서히 감소하고, 붕산 농도 희석에 의한 정반응도 값이 기준 제어봉 삽입에 의한 부반응도와 동일해지는 시점에서 최저를 기록한 뒤 붕산농도 희석이 지속적으로 진행되고 있기 때문에 이에 의한 정반응도 영향으로 증가세로 돌아선다.
중성자수가 증가하기 시작하여 시험에 적합한 위치에 도달하면 다시 제어봉을 삽입, 대기하는 과정을 반복한다.
완전삽입에 가까워지면 그때까지 희석된 붕산 농도를 이용, 임계를 유지하도록 기준 제어봉 높이를 조정하는데, 완전삽입에 가까울수록 제어봉 제어능은 거의 변하지 않기 때문에 완전삽입에서 통상 약 15~20cm 가량 남겨 놓은 상태에서 원자로 임계가 이루어진다.
남은 부분에 대한 제어능은 ①을 측정할 때와 동일한 방식으로 측정한다.
즉, 기준 제어봉을 완전삽입, 잠시 대기, 원상태 이동, 대기의 과정을 3회정도 반복하여 반응도 계산기로 계산한 반응도를 평균하여 제어능(도 1의 ③)을 결정한다.
따라서, 기준 제어봉의 적분 제어능은 상, 하부의 미소 제어능(①, ③)과 반 응도 계산기의 그래프에 수직으로 표시(제어봉 삽입으로 인한)된 반응도(②)를 모두 합산하여 구한다.
이와 같은 방식으로 기준 제어봉을 측정하기 때문에 측정 시간은 원자로형과 붕소농도 희석률에 따라 다르기는 하지만 통상 5~6시간 가량 소요된다.
만약, 붕산 희석정도가 너무 크면 ③번의 제어능 계산시 반응도가 계속 증가하여 제어봉을 완전삽입해도 임계를 이룰 수 없기 때문에 붕산을 재투입해야하는 경우가 발생할 수 있고, 그 반대이면 기준 제어봉 삽입에 의한 총 부반응도가 붕산희석에 의한 총 정반응도보다 크게 되어 붕산희석을 더 늘여 주어야 하는 등의 문제가 있을 수 있는데, 이런 경우 얼마만큼의 붕산을 어떤 비율로 넣느냐에 따라 더욱 많은 측정 시간이 소요된다.
그러나, 측정시간이 오래 걸린다는 단점에도 불구하고 제어봉 움직임에 의한 단계별 반응도 삽입량이 20~30pcm 정도이고, 중성자수 변동도 최소한의 범위에서 이루어지기 때문에 비교적 정확하게 반응도를 계산할 수 있다는 장점 때문에 가장 많이 사용하고 있는 방법이기도 하다.
단, 이 경우 ②에 의한 제어봉 제어능이 전체 제어능을 좌우하기 때문에 반응도 그래프에서 제어봉 제어능 평가를 어떻게 하느냐에 따라 수십 pcm의 오차가 발생할 수도 있다.
한편, 나머지 제어봉의 제어능은 제어봉 교환법에 의하여 측정한다.
도 2에 도시된 바와 같이 노심 내부에 기준 제어봉이 삽입되어 있는 상태에서 측정하고자하는 제어군을 약 20pcm 정도 해당하는 깊이로 삽입한다.
삽입된 반응도를 상쇄하기 위해 기준 제어봉도 약 20pcm에 해당하는 높이로 인출하며, 노심내 중성자수은 물론 가능한 일정하게 유지한다.
측정 제어봉이 완전 삽입될 때까지 삽입과 인출을 반복하고, 완전 삽입되었으면 임계를 유지하도록 기준 제어봉 높이를 적절히 조정한다. 측정 제어봉의 제어능은 기준 제어봉이 인출된 정도와 기준 제어봉과 측정 제어봉이 동시에 노심 내부에 존재함에 따른 그림자효과를 고려하여 결정한다.
기준 제어봉에 이어 두 번째로 측정할 제어봉의 제어능 측정은 원자로형에 따라 조금씩 차이가 있다.
웨스팅하우스형 원자로는 도 2에 도시된 바와 같이 첫 번째로 측정한 제어봉(X)을 완전 인출하고, 기준 제어봉(R)을 완전 삽입 상태로 되돌린 뒤 첫 번째 제어봉 측정과 동일한 방식으로 두 번째 제어봉(Y)을 측정한다.
이에 반하여 한국표준형 원전의 경우는 도 3에 도시된 바와 같이 기준 제어봉(R)은 그대로 둔 채 첫 번째 제어봉(X)을 인출하면서 두 번째 제어봉(Y)을 삽입하는데, 두 번째 제어봉(Y)이 첫 번째 제어봉(X)보다 제어능이 크기 때문에 첫 번째 제어봉(X)이 완전 인출되어도 두 번째 제어봉(Y)은 완전 삽입되지 않은 상태가 된다.
따라서, 기준 제어봉(R)을 적절한 위치로 인출하여 두 번째 제어봉(Y)을 완전 삽입상태로 만든 뒤, 역시 기준 제어봉(R)의 인출 높이와 기타 절차서가 정한 인자들을 고려하여 두 번째 제어봉(Y)의 제어능을 결정한다.
그러나 이와 같이 측정 방법은 도 2, 3에 도시된 바와 같이 간단치 않은 시 험절차를 수행해야 함을 알 수 있다.
특히, 자료 수집 및 계산을 수행하는 시험자와 원자로 운전을 수행하는 운전자가 엄격히 분리되어 있기 때문에 시험기간동안 상당한 의사소통이 필요하고, 인적오류에 의한 시험실패 가능성이 상대적으로 매우 높은 편이다.
이번에는 종래 측정 방법의 기술적 한계성을 보기 위해 종래 제어봉 제어능 측정 장치를 살펴보기로 한다.
도 4는 종래의 원자로특성 시험시 제어봉 제어능 측정 장치를 개략적으로 나타낸 구성도인데, 노심(1)의 상부에 위치한 상부 노외핵계측기(2)로부터 출력되는 전류 신호를 전압 신호로 변경하여 출력하는 제 1전압 측정기(11)와, 노심(1)의 하부에 위치한 하부 노외핵계측기(2)로부터 출력되는 전류 신호를 전압 신호로 변경하여 출력하는 제 2전압 측정기(12)와, 제 1전압 측정기(11) 및 제 2전압 측정기(12)로부터 입력되는 전압 신호와, 노심(1)으로부터 입력되는 온도 신호를 선택적으로 출력하는 I/O 패널(13)과, I/O 패널(13)로부터 출력되는 아날로그 신호를 디지털 신호로 변경시키며, 제 1전압 측정기(11) 및 제 2전압 측정기(12)의 전압 신호를 수집하는 DAQ부(14)와, DAQ부(14)로부터 수집된 전압 신호를 이용하여 제어봉 제어능을 계산하는 DSP(Digital Signal Processor)(15)로 구성된다. 여기에서 DAQ부(14) 및 DSP(15)는 반응도 계산기 내부에 실장되고, 스트립차트 기록기(16)는 I/O 패널(13)로부터 출력되는 중성자속, 제어능, 온도값을 기록한다.
제어봉 제어능은 일반적으로 역반응도 관계식으로 얻을 수 있다.
역반응도 관계식에 사용되는 소위 동특성 인자들은 핵설계 전산코드 계산결 과로 매 주기마다 제공되지만, 미지수인 반응도는 초당 20개 단위로 입력받는 노심 평균 중성자 수밀도(또는 노심평균 중성자속)를 기초로 계산된다.
그러나, 노심 평균 중성자 수밀도는 측정할 수 있는 변수가 아니므로 측정 가능한 노외핵계측기 전압신호(도 5에 도시된 바와 같이 종래의 제어능 측정 방법은 노외핵계측기 전류 신호를 0~2V사이의 전압으로 변환한 전압신호)를 이용하여 간접적으로 추정하여 측정한다.
그런데, 종래의 제어능 측정 방법은 전압신호와 노심 평균 중성자 수밀도가 일대일 대응관계에 있다고 본다.
즉, 노심평균 중성자속 준위가 10% 변하면 노외핵계측기 신호도 10% 변한다는 것으로 제어봉 삽입 높이에 무관하게 동일한 가정을 사용하지만, 정작 이 가정이 적합한지에 대한 어떠한 수학적 모델이나 수치해석적 모델도 제시되지 않았다.
또한, 역반응도 관계식은 중성자수밀도와 지발중성자군 관련식으로 구분되는데, 각각의 수학식은 시간미분항을 포함하고 있다.
종래의 제어능 측정 방법은 두 개 관계식을 수치 해석적으로 차분화할 때 지발중성자군의 시간미분항은 차분화하지만 중성자 수밀도 관계식의 시간미분항은 무시한다.
측정 방법상으로는 중성자 수밀도 시간미분항을 무시할 수 있으나, 지발중성자군의 시간미분항은 고려하고 있기 때문에 그 결과값이 원자로가 더 이상 변하지 않는 정상상태에서 얻어진 정적 제어능과 유사할지라도 정적 제어능이라고 볼 수는 없으며, 그 단적인 예가 도 5에 도시된 바와 같이 기준 제어봉 제어능 측정시 반응 도 그래프에 표현되는 반응도 변화추이이다.
도 5에서 20pcm에 해당하는 기준 제어봉을 삽입하였을 때 원으로 강조한 곳의 반응도 형태는 직선이 아니라 미약하나마 곡선을 그리고 있는데, 이것이 바로 지발중성자군에 의한 영향이며, 따라서, 계산된 제어능은 정적 제어능이 될 수 없다는 것이다.
그래서 종래의 제어능 측정 방법도 이러한 사실 때문에 정적 제어능을 구하기 위해 도 5에 도시된 바와 같이 제어봉 삽입으로 나타난 직선부분과 제어봉 대기 상태동안 선형적으로 증가한 반응도 기울기를 연관하여 교점(A, B)사이의 길이로 제어봉 삽입에 따른 반응도를 계산하였던 것이다.
그런데, 중요한 문제는 이러한 접근방식으로 계산한 제어봉 제어능이 정적 제어능과 일치한다는 어떠한 수학적 또는 수치 해석적 모델도 제시한 바 없다는 것이다.
물론, 종래의 제어능 측정 방법은 약 20pcm에 해당하는 길이만큼만 제어봉을 삽입하도록 엄격히 시험조건을 규제하였기 때문에 동적 제어능과 정적 제어능의 차이가 거의 없다는 점에서 실제 사용에는 전혀 지장이 없지만, 동적 제어능 및 정적 제어능 개념이 전혀 반영되지 않았다는 문제점이 있다.
본 발명은 상기한 종래 기술의 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 원자로 임계상태에서 제어봉을 최대허용속도로 완전 삽입/인출하고, 이때 측정된 전류 신호를 보정하여 동적 제어능을 측정하고, 이를 정적 제어능으로 변환하여 최 종 제어능을 측정함으로써 붕산수 희석이 필요없고, 제어봉의 제어능을 각각 독립적으로 측정할 수 있도록 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법을 제공하는데 있다.
또한, 본 발명은 측정 방법이 간단하여 운전 부담을 줄여 시험자와 운전자간 인적오류 가능성을 낮출 수 있고, 8개 제어봉 제어능 측정에 약 2시간 정도만 소요되기 때문에 영출력 원자로특성시험 시간을 기존 대비 8시간~10시간 가량을 줄일 수 있어 측정에 소비되는 비용을 줄여 원전 경제성과 운전 효율을 상대적으로 증대시킬 수 있도록 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법을 제공하는데 그 목적이 있다.
상기한 과제를 해결하기 위한 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의하면, 가압경수형(한국표준형/웨스팅하우스형) 원자력발전소에서 영출력 원자로특성 시험시 원자로의 임계상태에서 제어봉을 최대 허용 속도로 노심에서 완전히 인출시키고, 중성자속이 열방출점의 일정 수치에 도달하면 제어봉을 최대 허용 속도로 노심에 완전히 삽입후 다시 완전 인출시키면서 이와 동시에 노심의 상, 하부에 위치하는 상, 하부 노외핵계측기로부터 측정되는 각각의 전류 신호를 취득하여 제어봉의 제어능을 측정하는 방법에 있어서, 상기 상, 하부 노외핵계측기로부터 실측된 상, 하부 전류 신호 각각에 대하여 최적 기저 신호 세기를 결정하는 제 1단계와; 상기 상, 하부 전류 신호를 기저 신호로 보정하고, 보정된 전류 신호를 이용하여 최종 정적 제어봉 제어능을 계산하는 제 2단계로 이루어지는 것을 특징으로 한다.
먼저, 본 발명의 상세한 설명에 앞서 본원 발명이 안출된 과정을 구체적으로 설명하면, 본 발명은 기존 영출력 원자로 특성시험의 측정 소요시간을 대폭 절감하고 단순화된 측정절차를 도입하여 시험자 및 운전자의 부담을 경감하려는데 그 목적이 있다.
측정 소요시간의 단축은 단순화된 측정절차와 밀접한 관계가 있으며 측정절차 단순화는 필수적으로 붕산 농도를 고정시킨다는 의미를 갖고 있다.
가장 단순한 측정 절차라면 측정 제어봉을 낙하(drop)시키는 것이 될 것이나 제어봉 낙하는 원자로 노심 내부 충격 등 기계적 문제가 야기 될 수 있다는 점에서 다루지 않는다.
다음으로 단순한 측정 방법은 측정 제어봉만을 최대 속도로 노심으로 삽입하고 인출하는 것이다. 이때, 제어봉 삽입 및 인출의 전 과정에서 노외핵계측기 전류 신호를 기록하고, 중성자속이 초기 시험상태로 회복되는 동안 계측된 전류 신호를 근거로 제어봉 제어능 비교, 평가를 완료한다.
원자로형에 따라 제어군 최대 노심 삽입 속도가 다르기는 하지만 완전삽입까지 최대 5분정도 소요되므로 하나의 제어군 측정에 소요되는 시간은 약 10분 내외에 불과하나 중성자속이 매우 낮은 영역까지 감소하고 이를 원래의 시험영역까지 회복하는데 약 10여분이 소요되기 때문에 총 소요시간은 하나의 제어군당 20여분 내외가 된다.
매우 단순한 시험절차이고 여러 장점이 많지만 종래의 제어능 측정방법과는 다른 노심 상태가 전개되기 때문에 기술적으로는 크게 3가지 과제가 해결되어야 한다.
첫 번째 과제로는, 지속적으로 제어봉이 삽입되기 때문에 반응도를 결정하기 위해 이미 잘 알려진 역반응도 관계식을 사용할 수밖에 없는데 역반응도 관계식으로 얻은 반응도가 핵설계보고서에 기록된 정적 반응도와는 질적으로 다른 동적 반응도를 의미한다는데 있다.
종래의 제어능 측정 방법이 동적 반응도임에도 별다른 설명없이 기하학적 보정방법으로 정적 반응도를 계산하고 있지만 본 발명에 따른 측정 방법은 훨씬 더 동적 성격이 강하므로 결코 종래의 측정 방법으로 정적 제어능을 계산할 수는 없다.
즉, 핵설계보고서에 언급된 정적 제어능이 제어능 평가의 기준값이 되기 때문에, 첫 번째 기술적 과제는 동적 제어능과 정적 제어능을 어떻게 연관지을 수 있을 것인가에 있다.
두 번째 과제로는, 노외핵계측기 전류 신호와 노심 평균 중성자 수밀도와의 관계이다. 앞서 종래 방법의 기술적 내용에서도 언급한 바와 같이 제어봉이 노심에 삽입되면, 국부적인 중성자 수밀도 분포가 왜곡됨과 동시에 전체적인 중성자 수밀도 준위도 감소하게 되는데, 이때 중성자속 수밀도 감소와 노외핵계측기 전류 신호감소가 어떤 관계가 있는지를 밝혀내야 한다.
본 발명의 측정 방법에서는 중성자속 수밀도와 노외핵계측기 신호간의 상호관계를 수치해석전산코드를 사용하여 구하고 이를 실제 측정에 적용하였다.
세 번째 과제로는, 기저 신호(background signal) 보정방법에 있다.
본 발명에 따른 측정 방법으로 제어군을 최대속도로 삽입하게 되면 노외핵계 측기 전류 신호세기는 제어봉이 완전 인출상태에 있을 때와 비교하여 약 1/1000가량 감소하게 된다.
그런데, 이처럼 전류 신호세기가 통상의 시험준위보다 매우 낮은 영역으로 떨어지면, 노외핵계측기 전류 신호세기에 기여하는 정도에 있어 기저역할을 담당했던 입자의 역할이 매우 커진다.
이는 기본적으로 중성자를 직접 측정할 방법이 없어 간접적인 방식으로 중성자를 측정하다보니 어쩔수 없이 발생하는 것이다.
즉, 국내 가압경수형 원전에서 사용하는 비보상 이온전리함은 노외핵계측기 내부에서 중성자가 보론이나 우라늄과 핵반응을 일으켜 생성되는 부산물들(감마선 또는 핵분열물질)이 노외핵계측기내 물질을 전리시켜 전자가 발생하면 적절한 전압을 걸어 양극(+)에 포집되도록 함으로써 중성자를 검출하는 방식을 취하는데, 걸어준 전압이 적절하면 물질내에서 방출되는 전자는 전자사태없이 충돌반응을 일으키는 중성자의 수에 비례하기 때문에 노외계측기 전류세기는 노심의 중성자 수밀도와 선형적인 관계가 있게 된다.
그런데, 원자로 내부에는 자발적인 핵붕괴반응이 존재하고, 이때 다량의 고 에너지 감마선이 방출되어 노외핵계측기에까지 도달할 수 있기 때문에 노외핵계측기 신호는 중성자수밀도의 변화 뿐 아니라 노심내 감마선의 세기나 노외핵계측기 주변에서 중성자와 물질(냉각재, 콘크리트 등)간 상호작용에 의해 발생하는 2차 감마선에 의한 효과도 반영하게 된다.
정상적인 시험범위라면 노심내 감마선과 2차 감마선에 의한 전류세기는 무시 할만 하지만, 중성자 수밀도가 영출력 원자로특성시험 범위보다 매우 낮은 준위에 이르게 되면 총 전류 신호세기에서 차지하는 감마선의 영향이 커지게 되므로 이를 보정하지 않으면 물리적으로 설명 불가능한 제어능 곡선을 얻게 된다.
이하, 본 발명에 따른 동적 제어봉의 제어능 측정장치의 구성을 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다.
도 6은 본 발명에 따른 동적 제어봉의 제어능 측정장치의 구성을 나타낸 블록도이다.
도 6에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정장치(100)는 노심(1)의 상부에 위치한 상부 노외핵계측기(2)로부터 출력되는 전류 신호를 측정하는 제 1전류 측정기(110)와, 노심(1)의 하부에 위치한 하부 노외핵계측기(2)로부터 출력되는 전류 신호를 측정하는 제 2전류 측정기(120)와, 제 1전류 측정기(110)와 제 2전류 측정기(120)로부터 출력되는 전류 신호를 이용하여 제어봉 제어능을 계산하는 반응도 계산기(130)로 구성된다.
여기에서, 제 1, 2전류 측정기(110, 120)는 전류 신호의 급격한 감소에도 대역 변화없이 전류를 측정할 수 있어야만 한다.
이하, 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법을 도 7 및 도 8을 참조하여 상세히 설명한다.
도 7은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법을 설명하기 위한 동작 흐름도이다.
먼저, 운전자는 원자로의 임계상태에서 이미 노심에 삽입되어 있는 제어봉을 최대 허용 속도로 노심에서 완전히 인출시키고, 중성자속이 열방출점의 일정 수치에 도달하면 측정하려는 시험 제어봉만을 최대 허용 속도로 노심(1)에 완전히 삽입후 역시 최대 허용 속도로 즉시 완전 인출시킨다.
이때, 반응도 계산기(130)는 제어봉의 삽입/인출과정 중 노심(1)의 상, 하부에 위치하는 상, 하부 노외핵계측기(2, 3)로부터 측정되는 각각의 전류 신호를 제 1, 2전류 측정기(110, 120)를 통해 측정하고(S110), 이를 반응도 계산기(130)내의 하드디스크에 저장한다.
시험 제어봉 완전 인출 후 다음 시험제어봉의 제어능 측정에 적합한 중성자 수밀도를 회복하기까지 약 10분가량 소요되므로 이 기간동안 반응도 계산기(130)는 측정한 전류 자료를 이용하여 정적 제어능을 평가한다.
반응도 계산기(130)는 우선 제어능 평가에는 시험 제어봉의 노심내 삽입 시점부터 완전삽입시점까지의 전류 신호만이 필요하므로 측정된 전류 신호 중 상, 하부 노외계측기(2, 3)의 상기 해당부분 전류 자료만을 추출한 뒤 기저 전류 신호로 보상하는데(S120), 이때 상, 하부 노외핵계측기(2, 3) 각각에 대하여 각기 다른 감마선에 의한 기저 신호를 가정하여 보상한다.
보정된 각 노외계측별 전류 신호는 시험제어봉의 노심 삽입 시점의 전류 신호로 정규화함으로써 노심평균 중성자 수밀도를 계산하기 위한 자료를 생산한다(S130).
다음, 반응도 계산기(130)는 노외계측기별로 미리 생산되어 입력으로 주어진 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(Density to Response Conversion Factor: DRCF)를 적용하여(S140), 상, 하부 노외계측기별로 노심평균 중성자 수밀도를 계산한다(S150).
단, 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)와 다음에 사용될 동적/정적 반응도 변환상수(DSCF)는 제어봉의 삽입 및 인출을 모사하는 노심과도상태 해석 전산코드를 이용하여 설계단계에서 이미 계산된 것(도 8 참조)으로 하기에서 자세히 기술하기로 한다.
중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)는 모두 4가지 종류로 구분되는데, 정규화된 상, 하부 노외계측기(2, 3) 각각에 대응하는 것과 정규화된 두 신호를 합한 것에 대응하는 것과, 두 신호를 합산한 후 정규화한 것에 대응하는 것이 바로 그 것이다.
노심평균 중성자 수밀도를 구하는 것은 그러나 기저 신호를 계산하기 위한 것이므로 이 단계에서 사용되는 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)는 정규화된 각각의 노외계측기(2, 3) 전류 신호에 대응하는 값만이 사용된다.
반응도 계산기(130)는 계산된 중성자 수밀도를 역반응도 관계식에 대입하여 시험제어봉 삽입 위치별로 동적 제어봉 제어능을 구하고(S160), 역시 노외계측기별(2, 3)로 이미 계산된 동적/정적 반응도 변환상수(Dynamic-to-Static Conversion Factor: DSCF)를 적용하여(S170), 시험제어봉 삽입 위치별로 적분 정적 제어능 값과 그 곡선을 얻는다(S180, S190).
상기한 과정으로 생산된 제어능 곡선은 시험 제어봉이 완전삽입된 시점을 기준하여 그 기울기의 절대값이 최소가 되는지를 확인한다(S200).
만일 최소가 되었다고 확인되면 그때 사용된 기저 전류 신호를 최적 기저 전류 신호로 규정하고 최종 제어봉 제어능 평가하는 과정으로 진행하지만, 최소가 아니며 여전히 비정상적인 반응도 곡선을 보이면 순차적으로 기저 신호 크기를 증가시키면서 단계 120(S120)에서 단계 190(S190)까지를 반복함으로써 최소값을 갖는 기저 전류 신호를 찾는다(S210).
일단 반응도 계산기(130)가 최적 기저 전류 신호라고 판정하면(S220), 노외계측기별 전류 신호는 최적 기저 전류 신호로 보정한 후 제어봉 삽입 시점의 전류 신호를 기점으로 정규화(S310)하게 되며(S310), 최종 제어봉 제어능 평가에는 단계 210(S310)에서 얻어진 정규화된 두 전류 신호를 합산하여 사용한다(S320).
본 발명은 단계 320(S320)에 있어서 보정된 두 신호를 합산함에 있어, 정규화한 후 합산하는 방식과, 합산한 뒤 정규화하는 방법 각각에 대해 그에 상응하는 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 입력으로 제공하기 하기 때문에 각 방법에 따른 최종 정적 제어봉 제어능을 제시할 수 있으나 공식적인 값은 정규화후 합산에 의한 것으로 하였다.
반응도 계산기(130)는 정규화 후 합산에 대응하는 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)값을 적용하여 노심평균 중성자 수밀도 변화를 시험제어봉 삽입 높이별로 계산하고(S330), 이를 역반응도관계식에 대입하여 동적 제어봉 제어능을 역시 시험제어봉 삽입높이별로 계산한다(S340).
원자로 안전해석에 사용된 제어봉 제어능은 정적 제어봉 제어능이므로 단계 340(S340)에서 얻은 동적 제어봉 제어능은 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)를 적 용하여(S350), 삽입높이별 측정 정적 제어봉 제어능을 최종적으로 계산한다(S360).
끝으로 반응도 계산기(130)는 화면단말기에 최종 계산된 제어능 곡선을 제시하고, 삽입 높이별 측정 정적 제어봉 제어능은 결과화일로 저장한다.
도 8은 본 발명에 있어 상, 하부 노외핵계측기의 신호로부터 측정 정적 제어능을 산출하는 전체 과정을 다시 한번 도식적으로 나타낸 것으로 방법론에서 설명한 바와 같이 각각의 자료가 어떤 과정을 거쳐 최종 제어봉 제어능으로 결정되는지를 보여준 것이나, 특히 도 8는 중요한 두가지 요소, 즉 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)와 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)는 실제 발전소에 적용하고 있는 3차원 정적 핵설계코드 결과와 3차원 노심 동특성 해석전산코드 결과를 이용하여 사전에 제어봉 종류별로 삽입 높이별로 미리 계산하여야만 한다는 것을 나타내고자 하였다.
본 발명의 측정 방법을 설명하였으므로, 이하, 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 과정을 도 9를 참조하여 설명한다.
도 9는 실제로 동적 제어봉 제어능 측정방법에 따라 여러 개의 제어봉을 삽입하고 인출하는 동안 상, 하부 노외 핵계측기 신호세기의 변화와 이에 따른 동적 반응도 변화 정도를 나타낸 그래프이다.
도 9에서 보듯이 본 발명은 앞서 언급한 기존 붕소희석법과 제어봉 교환법에 비해 제어능 측정 절차가 매우 간단한 것을 특징으로 한다.
본 발명에 의한 시험 시작 조건은 기존 제어능 측정방법의 그것과 동일하다.
즉, 원자로는 통상 제어봉이 약 50~70pcm 정도에 해당하는 깊이로 노심에 삽 입되어 있는 상태에서 임계를 이루고 있으며, 동적 제어능 측정 시험이전에 이미 열방출점이 얼마인지를 확정한 상태이기 때문에 노외계측기 신호는 수백 nA의 세기를 가진 채로 일정한 값을 가리킨다.
이 상태에서 운전자는 제어봉을 수동으로 조작할 수 있도록 스위치를 변경한다.
동적 제어봉 제어능 측정 시험은 시험자의 요청에 따라 50~70pcm 정도에 해당하는 깊이로 삽입되어 있는 제어봉을 최대허용속도로 완전히 인출하면서 시작한다.
제어봉 인출로 초기 삽입길이에 해당하는 만큼의 양(+)의 반응도가 노심에 삽입되어 중성자 수밀도가 전체적으로 증가하게 되고, 상, 하부 노외핵계측기의 신호세기도 같이 상승하게 되는데, 상, 하부 노외핵계측기 신호가 핵방출점의 약 60%~80% 수준에 이르면 시험자의 요청에 따라 운전자는 측정하려는 제어봉만을 최대 허용속도로 노심에 삽입한다.(도 9의 CD 영역 앞부분 참조)
제어봉이 완전히 삽입되면, 즉시 최대 허용 속도로 제어봉을 인출하기 시작하여 완전인출시까지 지속한다.
이때, 반응도 계산기는 전 과정에 대한 상, 하부 노외핵계측기의 전류 신호를 측정한다.
제어봉의 완전 삽입 및 인출로 노심내 중성자 수밀도 크기는 최고치에 비해 최고 약 1/1000 정도로 감소하였다가 제어봉이 완전 인출된 이후부터 서서히 증가하기 시작하는데, 이는 시험 초기에 부가된 약 70pcm의 양(+)의 반응도 때문이다.( 도 9의 CD 영역종료부터 CB 영역 시작 사이구간 참조)
노심내 중성자속 크기, 즉 중성자 수밀도의 증가로 상, 하부 노외핵계측기 신호가 증가하여 다음 시험할 다른 제어봉을 삽입할 정도가 되면, 첫 번째 시험 제어봉과 동일한 작업을 반복하게 되며, 이때 상, 하부 노외핵계측기의 신호가 최저점에서 시험에 적합한 시점까지 상승하는 시간은 초기 주어진 양(+)의 반응도에 의존하나 대략 10여분이 소요된다.(도 9의 CB, CA, CC 영역 참조)
본 발명에서는 10여분의 노심 출력 상승시간동안 반응도 계산기를 이용하여 측정 정적 적분 제어능을 계산하고 이를 도시함으로써 시험 제어봉 제어능 수용에 대한 판단 근거를 제시하며 아울러 시험 계속 여부를 결정한다.
특히 도 9에서 보듯이 시험절차가 매우 단순하고, 노심내에 시험 제어봉만이 존재하므로 기준제어봉이 노심내부에 존재하는 정도를 고려할 필요가 없다는 특징을 볼 수 있다.
기존 방법의 경우 노심 내에 기준 제어봉과 시험 제어봉이 같이 있어 기준 제어봉이 여전히 중성자를 흡수하는 역할을 하기 때문에 단순히 기준 제어봉의 인출정도뿐아니라 기준 제어봉이 노심에 존재하는 정도(혹은 그림자 효과)를 부가적 수작업으로 계산하여야만 정확한 시험제어봉의 제어능을 평가할 수 있었다.
그러면, 본 발명에 따른 방법론 및 시험 절차를 적용할 때 기존 반응도 계산기와 기타 측정장치를 사용할 수 있느냐는 문제가 제기된다.
도 10은 종래의 제어봉 제어능 측정 장치의 전압 측정기를 본 발명에 따른 시험절차에 적용하였을 때 전류 신호 감소로 대역이 변화하는 모습을 나타낸 그래 프이다.
도 10에 도시된 바와 같이 전류 신호 감소로 대역변화가 발생(2nA, 20nA, 200nA 지점)하더라도 전압 측정기가 그 변화를 정확히 변환하면 문제가 없겠지만 기존 측정장치는 전압변화를 정확히 변환하지 못해 대역변화가 발생할 경우 판독불가한 전압신호를 내보내는 현상이 발생하였다.
그러나 본 발명에 의한 방법론을 적용하여 제어봉 제어능을 평가하는 경우 노외계측기 신호세기가 최대값을 기준으로 1/1000 정도 감소하기 때문에 대역변화 없이 전류를 측정할 수 있는 전류 측정기를 사용하고, 그 신호를 직접 사용할 수 있도록 한다면 아무런 문제가 없다.
이하는 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)와 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)를 어떻게 결정하는지에 대해 기술한다.
원자로특성 시험시 원자로내 중성자 수밀도 변화량을 감지할 수 있는 유일한 계측기는 노심외부에 설치된 상, 하부 노외핵계측기이다.
도 11 및 도 12는 웨스팅하우스형 노심에서 노심 크기에 따라 노외핵계측기의 위치를 나타낸 단면도이고, 도 13은 한국표준형 원전(영광 3, 4호기도 포함)에서 노외핵계측기의 설치 위치를 나타낸 단면도이다.
웨스팅하우스형 노심은 1/4대칭선에서 45°방향으로 원자로 용기 바깥부분 콘크리트벽면에 설치되어 있고 한국표준형 노심은 35°정도에 위치하고 있음을 볼 수 있다.
잘 알려진 바와 같이, 그리고 앞서도 언급한 바와 같이 중성자는 직접 측정 할 수 있는 방법이 없기 때문에 중성자와 다른 입자와의 상호작용을 이용하여 간접적으로 중성자 입사량을 측정하는 방식을 택한다.
노형에 상관없이 웨스팅하우스형의 경우 비보상 전리함을, 한국표준형의 경우 U235 핵분열함을 각각 사용하는데, 어느 경우에든지 출력영역에서는 노외핵계측기 전류 신호와 중성자 입사량과는 비례하도록 인가전압을 설정한다.
그런데, 노외핵계측기의 전류 신호에 가장 큰 영향을 미치는 것은 노심 내부의 고출력 핵연료집합체가 아니라 노심 외곽지역에 위치한 핵연료집합체들로, 여기에서 발생하여 노외핵계측기까지 도달하는 중성자들이 노외핵계측기의 중성자 측정에 가장 큰 영향을 미치게 된다.
여기에서 한 가지 고려해야할 사안이 있다.
본 발명에서 중요한 인자 중의 하나가 노심 전체의 중성자 수밀도를 노심 체적으로 나눈 노심평균 중성자 수밀도인데, 이 인자의 변동 정도와 외곽 지역 중성자 수밀도 변동 정도는 일치하지 않는다는 것이다.
특히, 제어봉이 노심 내부에서 움직이느냐 또는 외곽쪽에서 움직이느냐에 따라 두 인자의 변동은 확연히 차이날 수 있다.
노심 내부에서 제어봉이 움직이면 국부적인 중성자속 분포는 노심 내부에서 심하고, 노심 외곽쪽은 상대적으로 덜 감소한다.
즉, 노심 외곽쪽이 상대적으로 덜 감소하기 때문에 노외핵계측기에 입사하는 중성자량은 실제보다 과대평가되며, 이를 보정하지 않으면 제어봉 제어능을 과소평가하는 결과를 가져온다.
반면에, 노심 외곽쪽에 제어봉이 삽입되면 그 반대 현상이 일어나서 노심외곽지역 중성자수밀도 변화가 평균 중성자속 변화보다 크고, 따라서 중성자수가 반응도 인가에 의한 영향보다 더 감소하는 것으로 노외핵계측기에 나타나며 이를 사용하여 반응도를 계산하면 인가된 것보다 더 큰 부반응도를 나타내게 된다.
그리하여, 제어봉 제어능을 정확히 평가하기 위해서는 노외핵계측기가 인식하는 중성자 수밀도와 노심 평균 중성자 수밀도가 서로 다름과 제어봉 삽입정도에 따라 이들 비율이 또 얼마나 달라지는지를 밝혀내야 한다.
이 관계를 밝혀내기 위해서는 일차적으로 노심내 임의의 핵연료집합체 위치에서 발생한 중성자가 노외핵계측기에 도달할 가능성을 알아야만 한다.
만일 이 가능성을 알 수 있다면 핵설계 코드 등으로 임의의 상태에서 노심 평균 중성자 수밀도와 그 당시의 노외핵계측기 신호 세기를 추적할 수 있으므로, 상기한 노심 평균 중성자 수밀도와 노외핵계측기 신호세기와의 관계를 제어봉 삽입 높이의 함수로 알아낼 수 있다.
본 발명은 임의의 위치의 중성자가 상, 하부 노외핵계측기에 도달할 확률, 즉 계측기 반응상수(Detector Response Factor : DRF)를 잘 알려진 2차원 중성자수송론 전산코드(DORT)와 3차원 중성자수송론 전산코드(TORT)를 사용하여 계산한다.
3차원 중성자수송 코드(TORT)는 계산에 상당한 시간이 소요되기 때문에 검증용으로만 사용하고, 2차원 수송 전산코드를 반경방향 및 축방향으로 구분하여 계산한 후 이를 3차원으로 확장(수학식 1 참조)한다.
이러한 방법은 이미 잘 알려져 있는 것으로 그 결과의 정확성은 3차원 중성 자 수송코드 결과로 검증하였다.
Figure 112004051590198-PAT00001
여기에서, Y(r,θ), Y(r,z)는 각각 (r,θ), (r,z) 방향으로 2차원 중성자수송론 전산코드를 수행하여 얻은 결과이며, Y(r)는 Y(r,θ) 또는 Y(r,z)를 θ, z 방향으로 적분하여 얻은 결과이다.
일단 계측기 반응상수가 계산되었다면, 실제 노심에서 제어봉이 삽입될 때 중성자 수밀도와 상, 하부 노외핵계측기의 신호와의 관계성을 도출하는데 이를 이용할 수 있다.
상기한 두 변수, 즉 중성자 수밀도와 노외핵계측기 신호간의 관계성은 전 출력 노심의 경우도 탐구된 바 없고, 특히 영출력 원자로특성 시험시 제어봉 제어능을 계산하는 종래의 측정 방법에서도 연구된 바 없었다.
본 발명은 이 점을 파악하고자 제어봉을 최대속도로 삽입하는 과도상태를 3차원 노심 동특성해석 전산코드를 이용하여 모사하고, 제어봉 삽입 높이별로 가상 노외핵계측기 반응세기를 계산한다.
노외핵계측기 반응세기는 핵계측기에 입사하는 중성자수를 의미하므로 노외핵계측기 신호 세기와 동일한 개념으로 사용한다.
과도상태의 노심은 하나의 핵연료집합체를 반경방향으로 4등분하고, 축방향 으로는 24~26개로 등분하여 직사각형 모양의 노드로 구분한 뒤 각 노드내 핵단면적을 균질화하고, 시간 의존형 2군 3차원 중성자확산방정식을 풀어 노드내 평균 중성자속을 계산함으로써 모사한다.
제어봉 삽입시작, 완전 삽입, 인출시작, 완전인출까지 1초 간격으로 노심과도 상태를 계산하였으며, 이때 노드별 출력 분포뿐만 아니라 상, 하부 노외핵계측기의 가상 반응 세기도 계산한다.
단, 정적 제어능이 제어봉 삽입 높이별로 제공되기 때문에 시간에 따라 구한 가상의 상, 하부 노외핵계측기의 반응 세기는 제어봉 삽입 높이의 함수로 변환한다.
가령 t시간이 흘러 제어봉이 zcm 높이에 있을 때 가상의 상, 하부 노외핵계측기의 반응세기는 각 노심 노드의 출력에 그 노드의 계측기 반응상수를 곱하고 모든 노드를 체적 적분함으로써 얻는다.
이를 수식으로 나타낸 것이 수학식 2이다.
Figure 112004051590198-PAT00002
여기에서,
Figure 112004051590198-PAT00003
는 n번째 노심 노드의 출력을 의미하고,
Figure 112004051590198-PAT00004
는 n번째 노드의 계측기 반응상수를 의미하며, t z 는 z cm에 해당하는 시간을 의 미한다.
물론 수학식 2와는 달리 노외핵계측기 반응세기가 각 노심 노드에서 생성되는 핵분열로 인한 중성자 수 자체에 영향을 받는다고 가정할 수도 있으며, 이 경우 지발중성자군을 포함하도록 노외계측기 반응 평가 모델을 작성하여야 하나 이들을 비교 평가한 결과 최종 결과에 거의 영향을 주지 않는 것으로 나타나 수학식 2와 같이 상하부 노외계측기 반응세기를 평가한다.
수학식 2와 같이 제어봉 삽입 높이의 함수로 가상의 상, 하부 노외핵계측기 신호를 얻었으므로 노심 평균 중성자 수밀도와 당시의 노외핵계측기 신호와의 관계를 수학식 3과 같이 연관지을 수 있다.(수학식 3에서 아래첨자 z는 생략)
Figure 112004051590198-PAT00005
여기에서, n(t)는 t 시간에 얻은 노심 평균 중성자 수밀도이다.
만일 제어봉이 삽입되는 시점의 가상의 상, 하부 노외핵계측기의 신호세기 RQ(t0)로 모든 가상 신호세기 RQ(t)를 정규화하면, 역시 정규화된 노심평균 중성자 수밀도와의 관계를 얻을 수 있는데, 수학식 4가 그것을 정리한 것이다.
Figure 112004051590198-PAT00006
가상 신호를 특정 위치의 가상 신호로 정규화하는 이유는 실제 노외핵계측기 신호를 처리할 때 상하부 노외핵계측기 각각의 성능차이에 의한 영향을 배제하기 위한 것으로 상하부 노외핵계측기가 서로 성능이 다르다고 할지라도, 즉 중성자에 반응하는 효율성이 떨어져 절대적인 성능차이가 있다고 해도 개별 신호를 정규화하게 되면 더 이상 절대적 성능차이가 나타나지 않게 되기 때문이다.
상기한 수학식 4에서 DRCF Q 로 규정된 항이 상, 하부 노외핵계측기 각각에 대한 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(Density to Response Conversion Factor: DRCF)이다.
본 발명은 삽입시점의 신호세기로 정규화된 상하부 노외계측기 개개의 신호에 대한 DRCF Q 이외에 정규화된 두 신호를 합산한 것에 대응하는 DRCF SUM , 두 신호를 합산한 후 이를 정규화한 것에 대응하는 DRCF TOT 를 각각 정의하고 이를 계산에 이용하도록 하였다.
DRCF SUM 의 도입은 동적 제어봉 제어능 방법 특성상 제어봉이 완전 삽입에 가까울 때 노외핵계측기 신호 세기가 최고값 대비 약 1/1000 정도로 감소하기 때문에 보다 유효한 결과를 얻기 위해 가능한 한 신호세기를 높이는 방법을 사용해야 하고 따라서 정규화된 두 신호를 합산하는 것이 가장 타당한 방안이기 때문이다.
DRCF SUM 은 수학식 5와 같이 정의된다.
Figure 112004051590198-PAT00007
문제는 실제로 정규화된 노심평균 중성자 수밀도를 측정할 수 있다면 상, 하부 노외핵계측기 전류 신호와의 관계를 수학식 5처럼 표현하여 정리할 수 있겠지만 노심평균 중성자 수밀도를 측정할 수는 없기 때문에 측정자료를 이용하여 DRCF를 결정하는 것이 불가능하다는 것에 있다.
따라서 본 발명은 상, 하부 노외핵계측기의 전류 신호로부터 노심평균 중성자 수밀도를 결정하기 위해서는 전산 모사결과로부터 알려진 DRCF를 사용하였다.
즉, 측정된 와 모사 결과로 얻은 DRCF SUM (t)를 이용, 정규화된 측정 노심 평균 중성자 수밀도를 수학식 6의 관계를 이용하여 구한다.
Figure 112004051590198-PAT00008
수학식 6에서 얻은 측정 노심 평균 중성자 수밀도나 수학식 4의 상, 하부 노외핵계측기의 각각의 DRCF를 이용하여 얻은 측정 노심 평균 중성자 수밀도는 이론적으론 동일한 값을 보여야 한다.
도 14는 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의해 정규화된 실측 노심 평균 중성자 수밀도의 계산 과정을 나타낸 동작 흐름도이다.
도 14에 도시된 바와 같이 기저 신호가 보정되었다면, 측정된 상, 하부 노외핵계측기 전류 신호를 상, 하부 노외핵계측기의 각각에 대해 정규화하고(R Q,Measured ), 개개의 DRCF Q,CAL 를 곱하여 상, 하부 노외핵계측기의 각각의 입장에서 보는 노심 평균 중성자 수밀도를 계산한 것이나, 합산한 정규화 신호에 DRCF SUM,CAL 를 곱하여 구한 노심 평균 중성자 수밀도는 서로 동일하며, 이들이 최종 측정 정적 제어능을 구하는데 사용된다는 것을 보여준다.
역반응도 관계식은 이미 잘 알려진 점반응도 관계식으로부터 유도되며, 본 발명에 의한 역반응도 관계식이 종래 역반응도 관계식과 차이점이 있다면 중성자 수밀도 시간 미분항을 무시하지 않고 차분화방정식에 넣어 제어능을 계산하였다는 점이다.
수학식 7은 일반적인 점반응도 관계식을 정규화된 중성자 수밀도의 함수로 표현한 것이다.
Figure 112004051590198-PAT00009
여기에서, r(t)는 반응도를, b는 총 지발중성자군 분율을, L(t)는 중성자 유효 life time(sec)을 뜻하고, li(t)와 bi(t)는 각각 i번째 지발중성자군의 붕괴상수와 분율을 의미하며, Ci(t)는 지발중성자군을 제어봉 삽입 시점의 중성자 수밀도항으로 정규화한 것을, So는 역시 중성자 수밀도로 정규화한 자발 중성자 선원(Spontaneous neutron source)을 각기 나타낸 것이다.
수학식 7을 차분화하면 시간 tn에서 제어능은 수학식 8과 같이 정리된다.
Figure 112004051590198-PAT00010
여기에서,
Figure 112004051590198-PAT00011
이며, 지발중성자군은 6개 그룹을 사용하므로 k=1,...,6 이다.
수학식 5를 적용하여 실측치로부터 얻은 정규화된 노심 평균 중성자 수밀도, n(t)와 시간 변화율 wj를 수학식 8에 입력하면 제어봉 제어능을 계산할 수 있다.
그런데, 수학식 8로 얻어지는 반응도 r(t)는 시간변화율 등이 고려된 동적 제어능이다.
원전 운영지침서는 제어봉이 삽입된 상태에서 무한대의 시간이 흘러 중성자 수밀도가 시간에 따라 변하지 않는 소위 정적상태가 되었을 때 제어봉이 갖는 제어능을 계산하고 이를 실측치와 비교할 것을 규정하고 있기 때문에 수학식 8과 같이 측정한 제어봉 제어능, 즉 동적 제어능은 계산에 사용된 정적 제어능과 비교 대상이 될 수 없다.
따라서 수학식 8로 얻어지는 동적 제어능과 정적 제어능 사이에 어떤 연관성이 있는지를 수학적 모델 또는 경험적 상관식 등으로 나타내야 한다.
가장 간단하고 쉬운 접근 방법으로는 제어봉이 삽입된 높이에 대한 함수로 3차원 핵설계 전산코드로부터 정적 제어능을 구하고, 동시에 3차원 노심 동특성 해석코드로 동일한 위치에서 동적 제어능을 계산한 뒤 그 비율을 변환상수로 정의하는 것이다.
본 발명은 이러한 상수를 동적/정적 제어능 변환 상수(Dynamic-to-Static Conversion Factor: DSCF)라고 하고, 수학식 9와 같이 정의하였다.
Figure 112004051590198-PAT00012
3차원 핵설계 전산코드(정적 상태만 계산 가능)로 수학식 9의 우변 분자항을 계산하고, 수학식 8로부터 3차원 과도해석 모사 결과를 이용하여 동적 제어봉 제어능을 계산하였으므로 모사결과에 의한 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)는 당연히 정의한대로 수학식 9의 우변과 같이 기술된다.
동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF) 역시 측정할 수 있는 것이 아니므로 제어봉 삽입 모사 결과로 얻은 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)가 실제의 동적/정적 제어봉 변환상수(DSCF)와 유사하다고 가정하면, 이 경우 측정 자료로부터 얻어지는 측정 정적 제어봉 제어능은 수학식 10과 같이 표현된다.
Figure 112004051590198-PAT00013
한편, 수학식 10으로 측정 정적 제어봉 제어능을 제어봉 삽입 높이에 따라 계산함에 있어 기저 신호(Background signal)의 영향을 고려해 주어야 한다.
종래의 제어봉 제어능 측정 방법은 그 특성상 중성자속 변동폭을 엄격히 제한하면서 실험하기 때문에 노외핵계측기 전류 신호가 수백 nA영역에 존재하고, 따라서 기저 신호 보정이 필요없는데 반하여, 본 발명으로 제어봉 제어능을 측정할 때는 국내 가압경수형 원전의 경우 최대속도로 삽입하여도 제어봉 삽입시간이 평균 300여초에 달하고, 제어봉 삽입 시작부터 완전삽입까지 정규화한 노외핵계측기 전 류 신호의 크기도 1/1000까지 차이가 나는 등 측정환경에 심대한 변화가 발생한다.
즉, 원자로특성시험 범위가 수백 nA인 점을 감안하면 완전 삽입시 상, 하부 노외핵계측기 전류 신호는 1nA근처까지 감소하게 된다는 것이다.
그런데, 이 영역은 노이즈와 감마선에 의한 간섭으로 인해 중성자 만에 의한 전류세기를 정확히 파악하기 어려운 구간이다.
특히, 상, 하부 노외핵계측기가 비보상 이온전리함이든 U235를 사용하는 핵분열함이든 중성자와 보론, 중성자와 U235와의 반응으로 파생하는 알파입자나 핵분열성 물질등이 노외핵계측기내 물질을 전리하여 생성되는 전자를 이용한다는 사실에 비추어 볼 때 중성자 입사량이 작을 때는 다양한 경로로 생성되는 감마선의 영향을 결코 무시할 수 없다.
고 에너지 감마선은 노외핵계측기 내부 물질을 전리시켜 전자를 생성할 수 있고 그 선원은 자발적인 붕괴를 거치는 노심내 핵분열 물질들이나 중성자와 반응한 노외핵계측기 주변 물질들이기 때문에 일정한 정도의 감마선에 의한 전류는 중성자의 세기와 연동되어 나타나기 때문이다.
도 15는 본 발명에 따라 기저 신호를 보정하지 않고 구한 제어봉 삽입 높이별 동적 제어능 곡선을 보인 그래프이다.
도 15에 도시된 바와 같이 감마선 세기에 따라 제어능 곡선이 비정상적으로 나타남을 잘 보여 주고 있다.
즉, 도 15에 의하면 감마선에 의한 기저 신호가 존재하면 제어봉이 계속 삽입되고 있어도(이는 부(-)반응도가 지속적으로 주입되고 있음을 의미하는 것임) 반 응도 곡선은 정(+)반응도가 주입되는 것처럼 나타나고, 전체 신호에서 감마선이 차지하는 비율이 높을수록 이러한 현상이 심화되고 있음을 볼 수 있다.
만일 기저 신호크기가 10nA이고, 1초동안 중성자속에 의한 전류세기가 2nA에서 1nA로 감소하였다면, 엄밀히는 2nA에서 1nA로 감소하는 정도의 부(-)반응도가 주입되는 것으로 계산하여야 하지만, 기저 신호를 포함하게 되면 12nA에서 11nA로 감소하는 것으로 계산하므로 제어봉 제어능은 전혀 다른 값을 갖게 되는 것이다.
그러나 측정된 신호에서 물리적으로 감마선에 의한 효과를 보정할 수 있는 수학적 모델이나 수치해석적 방법은 현재 개발된 바 없다.
간단한 감마선에 대한 수학적 모델은 노외핵계측기 전류 신호에 미치는 영향을 평가할 수 없으며, 시간 의존형 3차원 감마선 분포를 따로 계산할 수 있어야 비로소 중성자속 대비 감마선량을 정량화할 수 있지만 현재 전 세계 어느 곳에서도 과도상태는 물론 정상상태에서 3차원 노심내 감마선 분포를 계산할 수 있는 전산코드는 개발된 바 없다.
본 발명은 제어봉 제어능 곡선이 갖는 고유의 성질을 이용하여 감마선에 의한 영향을 보정하는 방법을 개발하였다는데 그 특징이 있다.
제어봉이 노심에 완전 삽입되면 삽입된 반응도 때문에 중성자속은 지속적으로 감소하지만 제어능 자체는 변하지 않는다.
특히, 제어봉이 완전 삽입에 가까우면 제어봉의 제어능이 떨어지기 때문에 도 15에서 감마선을 고려하지 않은 경우 0번과 같이 그 기울기가 '0'에 근접한다는 것을 알 수 있다.
따라서, 본 발명은 감마선 신호크기를 초기에 임의의 값으로 가정하고, 0.001nA만큼씩 증가시키면서 완전삽입시점의 제어봉 제어능 기울기 절대값이 최소가 될 때를 최적 감마선 크기로 정하되, 상부 노외핵계측기와 하부 노외핵계측기는 전류 신호 크기가 다른 것처럼 감마선에 의한 효과도 동일하지 않다고 가정하고 상, 하부 노외핵계측기 각각에 대해 최적 감마선을 따로 계산한다.
이때, 상, 하부 노외핵계측기 각각에 대해 계산되어진 DRCFQ(t)와 DSCFQ(t)를 이용하여 개별적으로 정적 제어봉 곡선을 구하고 상기한 기울기 절대값 최소의 원칙을 적용하여 각 계측기별로 최적의 감마선 신호크기를 계산토록 한다.
상, 하부 계측기 별로 최적 감마선 신호크기가 결정되면 각 전류 신호에서 감마선 신호를 제거하고, 각각을 제어봉 삽입시점의 전류크기로 정규화한 뒤, DRCFSUM (t)와 DSCFSUM(t)을 적용하여 측정 정적 제어봉 제어능을 계산한다.
도 16a 내지 도 16c는 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법의 감마선에 따른 최종 정적 제어봉 제어능의 탐색 결과를 나타낸 그래프이다.
도 16a 내지 도 16c는 상기한 내용에 따라 최적 감마선 신호크기를 찾고 최종 정적 제어봉 제어능을 계산하는 과정을 실제 시험 결과에 적용한 것으로, 도 16a는 감마선 신호를 보정하지 않은 경우, 도 16b는 감마선 신호를 일부 보정한 경우, 그리고 도 16c는 감마선 신호를 최적으로 보정한 경우를 나타낸 그래프이다.
도 16a 내지 도 16c에서 보인 바와 같이 본 발명에 따르면 기저 신호를 보정함에 따라 가정하였던 바와 같이 제어능 곡선이 완전삽입시 평탄해짐을 알 수 있 다.
도 17은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법중 기저 신호 보상 및 최종 적분 제어능을 계산하는 과정을 구체적으로 나타낸 계산 흐름도이다.
본 발명의 타당성을 살펴보기 위해 국내 5개 가압경수형 원자로를 대상으로 제어봉 제어능 측정에 응용하고 실제 측정된 자료와 비교하여 보았다.
도 18은 본 발명에 따른 동적 제어봉 제어능 측정방법에 의해 5개 원전 22개 제어봉 제어능 측정 결과를 나타낸 결과표이다.
도 18을 참조하면, 비교를 위한 기준값은 핵설계 절차 차이로 인해 수 pcm씩 오차가 있을 수 있으나 전체 결과에 영향을 미치지 아니하며, 본 발명으로 측정한 정적 제어능의 평균 오차는 3.7%로 종래의 측정 방법을 적용하였을 때의 평균 오차 4.6%보다 감소하였고, 개별 제어능 오차의 산만 정도를 의미하는 표준편차도 종래의 3.4%에서 2.2%로 감소하였음을 알 수 있다.
5개 원전에 있어 측정소요시간은 앞서도 언급한 바와 같이 개별 제어봉에 대해 20분 내외가 소요되었다.
따라서, 실제 영출력 원자로 특성시험에 동적 제어봉 제어능 측정방법을 시범 적용한 결과 본 발명이 종래의 측정 방법과 비교하여 그 정확성에서 뒤떨어지지 않으며, 보다 일관성 있는 결과를 얻을 수 있는 기법임을 확인할 수 있었다.
상기와 같이 구성되는 본 발명에 의하면 원자로 임계상태에서 시험 제어봉만을 최대허용속도로 완전 삽입/인출하고, 이때 측정된 상하부 노외핵계측기 전류 신 호를 보정하여 동적 제어능을 측정하고, 이를 정적 제어능으로 변환함으로써 최종 정적 제어능을 측정하기 때문에 붕산수 희석이 필요없어 이에 소용되는 제반 비용을 절감할 수 있고, 제어봉의 제어능을 각각 독립적으로 측정할 수 있어 기준제어봉에 대한 의존성을 제거할 수 있으며, 간단한 측정 방법으로 운전 부담을 줄여 시험자와 운전자간 인적오류 가능성을 낮추며, 8개 제어봉 제어능 측정에 약 2시간 정도만 소요되므로 기존 대비 영출력 원자로특성시험 시간을 8시간~10시간 정도 줄일 수 있어 원전 경제성과 운전 효율을 상대적으로 증대시킬 수 있는 이점이 있다.

Claims (6)

  1. 가압경수형(한국표준형/웨스팅하우스형) 원자력발전소에서 영출력 원자로특성 시험시 원자로의 임계상태에서 제어봉을 최대 허용 속도로 노심에서 완전히 인출시키고, 중성자속이 열방출점의 일정 수치에 도달하면 제어봉을 최대 허용 속도로 노심에 완전히 삽입후 다시 완전 인출시키면서 이와 동시에 노심의 상, 하부에 위치하는 상, 하부 노외핵계측기로부터 측정되는 각각의 전류 신호를 취득하여 제어봉 제어능을 측정하는 방법에 있어서,
    상기 상, 하부 노외핵계측기로부터 실측된 상, 하부 전류 신호 각각에 대하여 최적 기저 신호 세기를 결정하는 제 1단계와;
    상기 상, 하부 전류 신호를 기저 신호로 보정하고, 보정된 전류 신호를 이용하여 최종 정적 제어봉 제어능을 계산하는 제 2단계로 이루어지는 것을 특징으로 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1단계는,
    상기 상, 하부 노외핵계측기에 대해 서로 다른 기저 신호를 가정하고, 이를 각각의 상기 상, 하부 전류 신호에서 차감한 뒤 차감된 각각의 전류 신호를 제어봉 삽입시점의 전류 신호로 정규화하고, 여기에 각 노외핵계측기별, 제어봉별, 축방향제어봉 삽입높이별로 계산된 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 적 용하여 축방향 제어봉 삽입높이별로 노심평균 중성자수밀도를 계산하고, 이를 역반응도 관계식에 대입하여 축방향 제어봉 삽입높이별 동적 제어봉 제어능을 얻은 후 동적/정적 변환상수(DSCF)를 적용하여 각각의 상기 상, 하부 노외핵계측기에 대한 제어봉 삽입높이별 정적 제어능 곡선을 구하는 제1-1단계와;
    상, 하부 노외계측기 각각에 대해 제어봉이 완전 삽입된 시점의 곡선기울기 절대값이 최소가 되도록 기저 신호 세기를 증가시켜 가면서 상기 제1-1단계를 반복 계산하되, 기울기 값이 최소가 되면 그 때 사용된 기저 신호 세기를 각 상, 하부 노외핵계측기에 대응하는 최적 기저 신호 세기로 결정하여 계산을 수행하는 제1-2단계로 이루어지는 것을 특징으로 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법.
  3. 제 1항에 있어서,
    상기 제 2단계는,
    측정된 각각의 상기 상, 하부 전류 신호를 최적 기저 신호로 보정한 뒤, 각 전류 신호를 제어봉 삽입시점의 전류 신호로 각각 정규화하고, 이를 축방향 제어봉 삽입높이별로 합산한 뒤 이 정의에 부합하도록 미리 계산된 노외핵계측기별, 제어봉별, 축방향 제어봉 삽입높이별 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 적용하여 축방향 제어봉 삽입높이별로 노심평균 중성자수밀도를 계산하고, 이를 역반응도 관계식에 대입하여 축방향 제어봉 삽입높이별 동적 제어능을 얻은 후 동적/정적 변환상수(DSCF)를 적용하여 제어봉 삽입 높이별로 최종 정적 제어봉 제어능을 구하는 제 2-1단계와;
    상기 제 2-1단계와 동일한 과정을 거치나 보정된 전류 신호를 사용함에 있어 상하부 전류 신호를 축방향 제어봉 삽입높이별로 먼저 합산한 후 제어봉 삽입시점의 합산 전류 신호를 기준으로 정규화한 신호와 그에 대응하는 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF) 및 동적/정적 변환상수(DSCF)를 적용하여 정적 제어봉 제어능을 계산하는 제 2-2단계로 이루지는 것을 특징으로 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법.
  4. 제 2 항 또는 제 3항에 있어서,
    상기 정규화된 전류 신호는,
    제어봉 삽입시점부터 완전 삽입시점까지 측정된 상, 하부 노외핵계측기의 상, 하부 전류 신호를 대상으로 하여 정규화하되,
    해당구간에 분포된 상, 하부 전류 신호를 각각의 제어봉 삽입 시점의 전류 세기로 정규화한 것과;
    정규화된 상, 하부 전류 신호를 축방향 제어봉 삽입높이별로 단순 합산한 것과;
    정규화 이전에 먼저 축방향 제어봉 삽입높이별로 상, 하부 전류 신호를 합산하고 이것을 합산된 제어봉 삽입시점의 전류 세기로 정규화한 것으로 각각 정의하고, 이들을 제어능 평가에 사용하는 것을 특징으로 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법.
  5. 제 4 항에 있어서,
    상기 4종류의 정규화된 전류 신호 각각에 대응하는 4종류의 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 계산함에 있어서,
    상, 하부 노외핵계측기 반응세기를 모사할 수 있는 전산코드를 사용하되,
    3차원 노심 동특성 해석전산코드의 제어봉 삽입/인출 해석 결과로부터 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 계산하는 것과;
    3차원 노심 정적 해석 코드의 제어봉 삽입 해석 결과로부터 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)를 계산하는 것과;
    상기 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF)의 계산에 사용되는 상, 하부 노외핵계측기 반응세기는 핵적 계산 노드의 출력 또는 핵적 계산노드의 핵분열 중성자수밀도를 사용하여 계산하는 것을 특징으로 하는 동적 제어봉 제어능 측정방법.
  6. 제 2 항 또는 제 3항에 있어서,
    상기 정적 제어봉 제어능 계산에 사용된 상, 하부 노외계측기별, 제어봉별, 축방향 제어봉 삽입높이별 4종류의 동적/정적 변환상수(DSCF)를 계산함에 있어서,
    제어봉 삽입/인출을 모사한 3차원 노심 동특성해석코드 결과로부터 노심평균 중성자수밀도를 얻고 이를 역반응도 관계식에 대입하여 동적 제어봉 제어능을 계산한 뒤 제어봉 삽입 높이별로 이들을 3차원 정적 해석코드로 얻은 정적 제어봉 제어능과 비교하여 동적/정적 변환상수(DSCF)를 계산하는 것을 특징으로 하는 동적 제 어봉 제어능 측정방법.
KR1020040090397A 2004-11-08 2004-11-08 동적 제어봉 제어능 측정방법 KR100598037B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020040090397A KR100598037B1 (ko) 2004-11-08 2004-11-08 동적 제어봉 제어능 측정방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020040090397A KR100598037B1 (ko) 2004-11-08 2004-11-08 동적 제어봉 제어능 측정방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20060041043A true KR20060041043A (ko) 2006-05-11
KR100598037B1 KR100598037B1 (ko) 2006-07-06

Family

ID=37147789

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020040090397A KR100598037B1 (ko) 2004-11-08 2004-11-08 동적 제어봉 제어능 측정방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR100598037B1 (ko)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20180071766A (ko) 2016-12-20 2018-06-28 재단법인 포항산업과학연구원 원자로 시험 장치 평가 방법
CN109215822A (zh) * 2018-09-13 2019-01-15 中国核动力研究设计院 一种落棒反应性测量方法
KR102281234B1 (ko) * 2020-08-05 2021-07-23 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정 방법
CN114596972A (zh) * 2022-03-09 2022-06-07 上海核工程研究设计院有限公司 一种对堆外探测器控制棒阴影效应的修正方法
CN115331844A (zh) * 2022-09-08 2022-11-11 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界下控制棒价值测量方法及系统

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101266522B1 (ko) 2012-01-09 2013-05-24 한국전력기술 주식회사 ３차원 모델에 기반하고 몬테칼로법을 이용한 원자력발전소 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 감소 방법

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4877575A (en) * 1988-01-19 1989-10-31 Westinghouse Electric Corp. Core reactivity validation computer and method
FR2629623B1 (fr) * 1988-04-05 1990-11-16 Framatome Sa Procede de determination et d'evaluation de la marge d'arret d'urgence d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
JPH02157695A (ja) * 1988-12-12 1990-06-18 Mitsubishi Atom Power Ind Inc 加圧水型原子炉の反応度係数測定方法
US6181759B1 (en) 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20180071766A (ko) 2016-12-20 2018-06-28 재단법인 포항산업과학연구원 원자로 시험 장치 평가 방법
CN109215822A (zh) * 2018-09-13 2019-01-15 中国核动力研究设计院 一种落棒反应性测量方法
CN109215822B (zh) * 2018-09-13 2022-08-05 中国核动力研究设计院 一种落棒反应性测量方法
KR102281234B1 (ko) * 2020-08-05 2021-07-23 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정 방법
WO2022030966A1 (ko) * 2020-08-05 2022-02-10 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정 방법
CN114596972A (zh) * 2022-03-09 2022-06-07 上海核工程研究设计院有限公司 一种对堆外探测器控制棒阴影效应的修正方法
CN114596972B (zh) * 2022-03-09 2024-01-26 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种对堆外探测器控制棒阴影效应的修正方法
CN115331844A (zh) * 2022-09-08 2022-11-11 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界下控制棒价值测量方法及系统
CN115331844B (zh) * 2022-09-08 2024-04-23 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界下控制棒价值测量方法及系统

Also Published As

Publication number Publication date
KR100598037B1 (ko) 2006-07-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Soule et al. Neutronic studies in support of accelerator-driven systems: the MUSE experiments in the MASURCA facility
US8462909B2 (en) Doppler reactivity coefficient measuring method
US7894565B2 (en) Subcritical reactivity measurement method
JP4761829B2 (ja) 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法
Vaglio-Gaudard et al. Interpretation of PERLE experiment for the validation of iron nuclear data using monte carlo calculations
KR100598037B1 (ko) 동적 제어봉 제어능 측정방법
Santos et al. The evaluation of the effective kinetic parameters and reactivity of the IPEN/MB-01 reactor for the international reactor physics experiment evaluation project
Nasr et al. Measurement of Isfahan heavy water zero-power reactor kinetic parameters using advanced pulsed neutron source method in a near critical state
Kuramoto et al. Absolute measurement of βeff based on Feynman-α experiments and the two-region model in the IPEN/MB-01 research reactor
Blanchet et al. Qualification of a gamma-ray heating calculation scheme for the future Jules Horowitz material testing reactor (RJH)
Grape et al. Sensitivity analysis of the Rossi-Alpha Distribution and the early die-away time τ from the DDSI instrument due to modelling assumptions
Gavron et al. Analysis of spent fuel assemblies using a lead slowing down spectrometer
Trahan et al. Fresh Fuel Measurements with the Differential Die-Away Self-Interrogation Instrument
Matijević et al. PCA Benchmark Analysis with ADVANTG3. 0.1. and MCNP6. 1.1 b Codes
JP5567904B2 (ja) 照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法、測定装置および測定用プログラム、並びに照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法
Lee et al. Experimental determination of subcriticality at subcritical PWRs in Korea
KR102607743B1 (ko) 원자로 압력용기 중성자 조사량 감시방법
CN114169164B (zh) 确定临界装置的堆芯功率的方法及装置
Corak Improvements on Power Calibration and Core Monitoring at the Penn State Breazeale Reactor
Bitelli et al. Experimental utilization of the IPEN/MB-01 reactor
Aliberti et al. MUSE-4 experiment measurements and analysis.
Hudelot et al. Requirements for experimental data and associated uncertainties in order to validate multi-physics simulation tools: case of the experiments in the cabri reactor
Fridström Response of the Gamma TIP Detectorsin a Nuclear Boiling Water Reactor
Baldioli et al. Using MCNP to Reduce the Background Sensitivity of a Non-Destructive Assay Passive Neutron Coincidence Counting Chamber
Ajdacic et al. Semiconductor measures fluxes in operating core

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20130617

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140616

Year of fee payment: 9

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150630

Year of fee payment: 10

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160603

Year of fee payment: 11

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180702

Year of fee payment: 13