KR20070116752A

KR20070116752A - 팰릿 클래딩 상호작용 분석 방법

Info

Publication number: KR20070116752A
Application number: KR1020070055239A
Authority: KR
Inventors: 버드 찰스; 모리타 도시오; 웨이드 밀러 알.
Original assignee: 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
Priority date: 2006-06-06
Filing date: 2007-06-05
Publication date: 2007-12-11
Also published as: ZA200704159B; EP1865514A1; CN101086905A; JP2007327954A; US20070280401A1; KR101344626B1; US8149983B2; CN101086905B

Abstract

본 발명은 핵 코어의 팰릿 클래딩 상호작용의 평가 방법에 관한 것으로서, 상기 핵 코어는 반응기 보호 시스템을 갖추고 있으며, 각각 그들 사이의 갭과 클래딩함에 의해 에워싸이는 연료를 갖춘 복수 개의 기다란 연료 로드를 갖추고 있다. 이 방법은 분석하고자 하는 다수의 코어 파라메터를 선택하는 선택 단계;복수 개의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가하는 평가 단계; 적어도 부분적으로, 스테이트포인트를 토대로 코어의 조작 공간의 모델을 생성하는 모델 생성 단계; 소정의 과도 상태에 있을 때 스테이트포인트의 로우사이의 각각의 스테이트포인트가 반응기 보호 시스템의 조작 제한내에 해당되는 모델로부터 스테이트포인트의 서브세트 또는 로우사이를 선택하는 선택 단계; 및 상기 과도 상태에 응답하여 PCI에 대한 스테이트포인트의 로우사이를 평가하는 평가 단계;를 포함한다. 이러한 방식으로, PCI에 대한 포텐셜은 코어에서의 모든 연료 로드에 대한 모든 스테이트포인트를 개별적으로 분석하지 않고서도 정확하게 결정할 수 있다.

핵 반응기, 코어, PCI, 팰릿, 클래딩, 핵연료, 훼손

Description

팰릿 클래딩 상호작용 분석 방법{METHOD FOR ANALYSIS OF PELLET-CLADDING INTERACTION}

도 1은 종래 기술의 연료 로드를 부분적으로 예시한 단면도이다.

도 2는 본 발명에 따른 팰릿 클래딩 상호작용(PCI) 분석 단계를 예시한 흐름도이다.

도 3은 크세논 파라메터에서의 다른 과도 상태의 영향을 그래프로 나타낸 그래프이다.

본 발명은 핵 반응기의 연료 손실 분석 방법에 관한 것으로서, 더욱 구체적으로는, 상황 Ⅱ 사고(Condition Ⅱ event)에서의 팰릿 클래딩 상호작용(Pallet-cladding interaction, PCI)의 분석 방법에 관한 것이다.

산업용 경수 핵 반응기(LWRs)는 일반적으로 분리 연료 어셈블리로서 그룹화되어 서로 결합되는 복수 개의 원통형 연료 부재를 포함한다. 그리고, 상기 연료 어셈블리는 핵 반응기의 코어를 형성하도록 유기적 어레이로 배치되어 있다.

도 1에 예시된 바와 같이, 각각의 핵 연료 부재 또는 로드(2)는 제 1 단부(8) 및 제 2 단부(10)를 갖춘 지르칼로이 클레딩(zircaloy)(6)내에 봉입된 연료 팰릿(4)(예컨대, 우라늄 디옥사이드, 등)의 스택(stack)을 포함한다. 제 1 및 제 2 단부(8, 10)는 예시된 바와 같이, 단부 플러그(12, 14)에 의해 캡이 형성된다. 전형적으로, 홀드 다운(hold-down) 스프링(16) 또는 적절한 억제 기구는 팰릿(4)을 연료 로드(2)의 바닥 또는 제 2 단부(10)를 향해 팰릿(4)을 바이어싱시켜서 연료 팰릿(4)의 위치를 유지한다. 분열 가스 플리어넘(fission gas plenum)(18)은 상단 또는 제 1 단부(8) 근처에 배치되고, 연료 팰릿(4)과 클래딩(6) 사이에 상대적으로 작거나 또는 좁은 갭(20)이 존재한다. 연료(4)가 연소될 때, 이것은 축상 및 반경 방향의 양측으로 팽창된다(예컨데,부풀려진다). 이러한 팽창은 클래딩(6)과 연료(4) 사이의 갭(20)을 감소시키기 시작한다. 만약 연료(4)가 계속해서 팽창된다면, 결국에 갭(20)은 전체적으로 없어지게 될 것이다(미도시). 열 팽창 계수가 다름에 따라, 동력의 증가는 클래딩(6)에 상당한 스트레스를 야기할 수 있다. 이 스트레스가 임계값을 초과하게 될 때, 클래딩은 팰릿 클래드 상호작용(PCI)로 통상적으로 공지된 상황을 훼손할 것이다. PCI 클래딩 손상은 시스템 내의 제 1 방사능 경계를 침해하며, 연료 팰릿(4) 및 방사능 누설 생성물이 반응기 냉각제에 노출을 결과하게 된다. 이에 따라, 이러한 상황은 극히 바람직하지 않다.

클래딩 손상을 방지하기 위해서, 반응 보호 시스템 세트포인트는 PCI를 결과할 수 있는 조작을 배제할 필요성이 있다. 이 세트포인트는 정상 조작(상황 Ⅰ) 및 중간 빈도의 사고(상황 Ⅱ)의 정밀 분석을 사용하여 유효성이 입증된다. 더욱 구체적으로는, 일부 국가(예컨대, 프랑스, 등)에서는 PCI로 인한 연료 손상에 대한 상황 Ⅱ 사고의 분석이 규칙적으로 요구되고 있다. 상황 Ⅱ 사고는 예를 들어 핵 반응성 증가와 관련된 반응기 코어 내의 씨나리오를 포함하며, 이 씨나라오로는, 다음에 특히 제한되는 것은 아니지만, 붕소 희석, 로드(rod) 이탈, 및 제어 로드가 부주의하게 코어에서 떨어지는 상황인 로드 드롭(drop)을 들 수 있다.

PCI 분석을 실행하는 공지된 방법은 다수의 다른 조작 히스토리의 리뷰 및 분석 그리고 각 히스토리에서 수회에 걸쳐 다른 과도 상태의 개시를 요구하여, 반응기 코어에서의 각각의 그리고 모든 연료 로드 상에서 과도 상태의 영향을 평가하게 되는 브루트 포스(brute force) 접근방식을 토대로 한다. 반응기 코어내에서 연료 로드가 약 50,000 이하 또는 그 이상이 될 수 있다는 사실에 비추어, 이러한 접근 방식은 극히 노동 집약적이고, 시간 소모적이고, 그리고 비용이 많이 소요된다라는 것을 알 수 있을 것이다. 일부 여건에서, 이러한 로드 간 로드(rod by rod) 분석은 약 2년 이하 또는 그 이상이 소요될 수 있다. 또한 반응기의 코어 또는 조작 제한이 변경된다면, 전체 분석이 다시 행해져야 한다.

이에 따라, 로드 간 로드 브루토 포스 분석을 필요로 하지 않으면서, PCI의 가능성을 최소화하기 위해, 코어 안전 조작 가이드라인을 정확하고 효과적으로 평가하고 규정할 수 있는 PCI 분석 방법에 대한 필요성이 대두되고 있다.

이에 따라, 핵반응기의 PCI 분석을 개선시킬 수 있는 수용능력(room)이 제공되어 야 한다.

이러한 필요성 및 다른 필요성은 상황 Ⅱ 사고시 팰릿-클래딩 상호작용(PCI)을 분석할 수 있는 개선된 방법에 관한 본 발명을 제공함에 의해 충족될 것이다.

본 발명의 일 실례로서, 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용(PCI)을 평가할 수 있는 평가 방법이 제공된다. 핵 반응기 코어는 반응기 보호 시스템을 갖추고 있으며, 복수 개의 기다란 연료 로드를 구비한다. 연료 로드는 각각 복수개의 핵 연료 팰릿을 둘러싸는 클래딩 튜브를 구비하며, 갭이 상기 핵 연료 팰릿과 클래딩 튜브사이에 형성된다. 반응기 보호 시스템은 코어의 복수 개의 파라메터에 대한 다수의 조작 제한을 규정하는데, 조작 제한은 적어도 부분적으로, 코어에 대한 소정 세트의 기계적 명세 사항을 토대로 한다. 이 방법은 분석하고자 하는 코어의 다수의 파라메터를 선택하는 단계; 소정의 코어 상황에서 시간에 따른 소정 포인트에 각각이 대응하는, 복수개의 스테이트포인트로서, 상기 스테이트포인트 세트는 히스토리 포인트를 규정하고, 상기 히스토리 포인트는 하나 또는 그 이상의 코어의 연료 로드의 조작 히스토리를 나타내며, 상기 복수의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가하는 평가 단계; 적어도 부분적으로, 상기 스테이트포인트를 토대로 코어의 조작 공간의 모델을 생성하는 생성 단계; 소정의 과도 상태로 있을 때 스테이트포인트의 로우사이(loci)의 각각의 스테이트포인트가 반응기 보호 시스템의 조작 제한내에 해당되며, 상기 스테이트포인트의 로우사이가 코어의 조작 공간내의 스테이트포인트의 서브세트를 규정하고, 상기 스테이트포인트의 로우사이의 선택이 적어도 부분적으로 하나 또는 그 이상의 히스토리 포인트를 토대로 하는, 상기 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택하는 선택 단계; 및 과도 상태에 응답하여 팰릿 클래딩 상호작용을 위한 스테이트포인트의 로우사이를 평가하는 평가 단계;를 포함한다.

이 조작 공간은, 반응기 보호 시스템이 반응기를 임시 정지시키지 않고서도 조작하도록 하는 스테이트포인트(statepoint)를 포함할 수 있다. 반응기 보호 시스템은 전형적으로 예를 들어, 전체 코어 동력 대 축상 플럭스 차이(예컨대, 반응기의 코어의 상단 반분 내의 동력에서 하단 반분의 동력을 뺀 것), 유입 온도, 및 주요 시스템 온도 압력과 같은 파라메터의 평가를 포함한다. 분석된 조작 공간은 측정에 있어, 대략 불확정한 것으로 가정하고, 이에 따라 가능한 한 가장 큰 조작 공간을 생성한다. 사실상 반응기가 가능한 조작 공간에 있는 동안 안전하다는 것을 입증하는 분석을 한다. 정상(예컨대, 상황 Ⅰ) 조작 공간은 플랜트 기술 명세 사항에 의해 규정된 바와 같은 조작이 가능한 공간이다. 이 기술적 명세 사항은 전형적으로 모니터되는 제한을 규정한다. 모니터될 수 있는 전형적 파라메터로는 제한되지 않고, 예를 들어, 전체 코어 동력, 코어 축상 플럭스 차이(예컨대, 반응기 코어의 상단 반분 내의 동력에서 하단 반분의 동력을 뺀 것)에 규정된 바와 같은 코어 축상 동력 분포, 제어 로드 위치, 반응기 용기 유입 온도, 및 주 시스템 압력을 들 수 있다. 정상적 조작 공간은 가능한 조작 공간의 서브세트이다.

스테이트포인트가 과도 상태에 있는 것은 상황 Ⅱ 사건을 나타낼 수 있다. 모든 상황 Ⅱ 스테이트포인트는 정상 조작 공간 내에 있는 개시 스테이트포인트와 관련되어야만 한다. 선택될 수 있는 파라메터는 크세논 분포, 제어 로드 위치, 동 력 수준, 수명 및 유입 온도로 이루어진 그룹으로부터 선택될 수 있다.

이 방법은 추가로 코어의 조작을 안전하게 하기 위해서 그리고 팰릿 클래딩 상호작용을 극복하도록 허용가능한 코어 조작 가이드라인 세트를 설정하는 설정 단계; 다수의 코어의 연료 로드를 선택함에 있어서, 상기 선택된 연료 로드가 조작 공간의 제한에 대해 제어 작용을 하는, 코어의 다수의 연료 로드를 선택 단계; 및 가이드라인에 순응하는 선택된 연료 로드를 평가하는 평가 단계;를 포함한다. 코어내의 크레논 분포는 델타 크세논 파라메터 및 크세논 미드 파라메터(xenon mid parameter)의 작용으로서 평가될 수 있으며, 델타 크세논 파라메터는 코어의 상단 내에 분포된 크세논 량에서 코어의 바닥의 크세논의 평균량을 뺀 량을 포함하며, 크세논 미드 파라메터는 코어의 중간 1/3의 크세논의 평균 분포에서 전체 코어의 평균 크세논 분포를 뺀 평균 분포를 포함한다.

반응기 보호 시스템의 조작 제한은 정상 코어 조작 제한 및 상황 Ⅱ 제한을 들 수 있으며, 코어 조작 공간의 모델 생성 단계는 추가로, 복수개의 스테이트포인트를 포함하는 개별 그리드로서 코어 조작 공간의 모델을 형성하는 모델링 단계; 스테이트포인트의 로우사이로, 조작 공간의 제한에 제어 작용을 하는 그리드에서 포인트를 선택하는 선택 단계 : 및 정상 코어 조작 제한 및 상황 Ⅱ 과도 상태 제한과 관련하여 그리드상에 제어 포인트를 평가하는 평가 단계;를 포함한다. 연료 로드 세트에 대한 파라메터와 관련된 히스토리 데이터(예컨대, 본원에 규정된 바와 같이, 히스토리 포인트 및 파라메터)가 제공될 수 있으며, 안전 파라메터의 평가는 스테이트포인트 상황에서의 값을 히스토리 데이터와 비교할 수 있다. 이 방법은 코어의 안전 조작에 대한 스테이트포인트를 허용 또는 거절하는 단계를 포함한다.

따라서, 본 발명의 방법은 다수의 코어 조작 과도 상태가 개별적으로 분석될 필요없이 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 코어의 연료 로드를 정확하게 평가하도록 스테이트포인트의 개별 그리드를 사용하여 반응기 코어를 모델링하고 분석하는 단계를 포함한다. 이 방법은 연료 로드에서 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 포텐셜을 분석하도록 3차원 동력 분포 분석을 사용할 수 있으며, 이 방법의 선택 단계는 컴퓨터 자동화될 수 있다.

본 발명의 다른 실례로서, 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법이 제공된다. 핵반응기 코어는 코어의 복수 개의 파라메터에 대한 다수의 조작 제한을 규정하는 반응기 보호 시스템을 갖는다. 이 방법은, 분석하고자 하는 코어의 다수의 파라메터를 선택하는 선택 단계; 각각의 소정 코어의 상황에 대해 시간에 따른 소정 포인트에 대응되는 복수개의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가함에 있어서, 스테이트포인트 세트가 히스토리 포인트를 규정하고, 히스토리 포인트가 코어의 하나 또는 그 이상의 연료 로드의 조작 히스토리를 나타내는, 복수개의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가하는 평가 단계; 코어의 조작 공간을 정확하게 모델링하기 위해서 스테이트포인트의 그리드를 생성하는 생성 단계; 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택함에 있어서, 스테이트포인트의 로우사이의 스테이트포인트의 각각이, 소정의 과도 상태에 있을 때, 반응 보호 시스템의 조작 제한내에 해당되고, 스테이트포인트의 로우사이가 코어의 조작 공간내에서 스테이트포인트의 서브셋트를 규정하고, 스테이트포인트의 로우사 이의 선택이 적어도 부분적으로 하나 또는 그 이상의 히스트리 포인트를 토대로 하는, 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택하는 선택 단계; 및 과도 상태에 응답하여, 스테이트포인트의 로우사이를 평가하는 평가 단계;를 포함한다.

스테이트포인트의 로우사이는 전체 구별 그리드의 작은 서브세트이며, 개시 포인트 및 각각의 과도 상태로 고려되어 특이하게 결정된다. 이 방법은 추가로, 과도 상태로, 상황 Ⅱ 사건을 나타내는 과도 상태를 부여하는 부여 단계; 스테이트포인트의 로우사이로서, 코어의 정상 조작 공간을 포함하는 각각의 스테이트포인트로부터 개시되는, 상황 Ⅱ 사건 과도 상태와 관련된 스테이트포인트를 선택하는 선택 단계; 선택된 파라메터에서 상황 Ⅱ 사건의 작용을 분석하는 분석 단계; 및 상황 Ⅱ 사건에 응답하여 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 포텐셜을 결정하는 결정 단계;를 포함한다.

본 발명은 첨부된 도면과 관련하여 다음의 바람직한 실시예를 숙지함에 의해 충분히 이해될 수 있을 것이다.

본 발명에서 사용되는 바와 같은, 구문 "정상 조작"은 예를 들어, 다음에 제한되는 것은 아니지만, 사건 사고, 상황 Ⅱ 사고 또는 반응기 코어의 조작 파라메터(예컨대, 동력 분포 등)에 상당히 영향을 미치는 다른 비정상적 경우와 같은 비정상적 또는 통상적이지 않은 환경에 있지 않은, 통상적으로 상황 Ⅰ로 언급되는 표준 조작 상황하에서의 핵 반응기의 조작을 언급한 것이다. 정상 조작은 일반적으로 플랜트의 기술적 명세 사항에 따른 다양한 키이 파라메터에 대한 제한에 의해 규정된다. 이에 따라서, 본 발명에서 사용되는 바와 같은 구분 "조작 공간"은 부분적으로 상용의 특정 핵 플랜트의 기술적 명세 사항에 지시된 바와 같은, 그리고 부분적으로 본 발명의 방법에 의해 지시된 바와 같은 허용가능한, 안정 플랜트 조작의 경계를 언급한 것이다. 조작 공간은 반응기 보호 시스템이 반응기의 정지를 유발하지 않도록 하는 코어 조작 범위를 포함한다.

본원에서 사용되는 바와 같은, 구문 "상황 Ⅱ 사건"은 핵 반응의 예상치 못한 변화를 겪게 되는 핵 반응기 코어와 관련된 시나리오 또는 환경을 언급한 것이고, 실제 사고 또는 그 시뮬레이션(예컨대, 상황 Ⅱ 사건을 모사하도록 코어에 적용된 과도 상태)을 들 수 있다. 상황 Ⅱ 사고로는 제한되는 것은 아니지만, 용해성 붕소 희석, 부주의 제어 로드 이탈, 유입 온도 쿨다운(cooldown) 및, 하나 또는 그 이상의 제어 로드가 부주의하게 코어 내에 떨어지는 상황인 제어 로드 드롭을 들 수 있다. 무엇 보다도 일부의 상황 Ⅱ 사고는 반응기 보호 시스템이 트립(trip)되어(흐트러져서), 반응기가 정지되도록 한다.

본 발명에서 사용되는 바와 같은, 용어 "스테이트포인트"는 시간 및/또는 특정 코어 조작(예컨대, 조정 또는 과도 상태)에서의 특정 포인트를 언급한 것이다. 스테이트포인트의 세트는 "히스토리 포인트"에 대응되는 것으로, 본 발명에 따르면, 히스토리 포인트는 반응기 코어 내의 개별 연료 로드의 이전 조작 히스토리를 반영한 것이다. 히스토리 포인트 파라메터는 다수의 연료 로드의 국소 파라메터를 포함한다. 국소 파라메터는, 제한되는 것은 아니며, 예를 들어, 국소적 번업(burnup), 기초 국소 동력 수준, 다양한 핵의 국소 동위원소 농도 및 작용 냉각 갭을 들 수 있다.

본 발명에서 사용되는 바와 같은, 구문 "스테이트포인트의 로우사이(loci of statepoint)"는 코어 조작 공간의 모델(예컨대, 그리드)을 포함하는 전체 복수 개의 스테이트포인트로부터 선택된 서브세트 또는 수가 감소된 스테이트포인트를 언급한 것이다. 스테이트포인트 서브세트의 로우사이의 선택된 스테이트포인트는, 소정의 과도 상태(예컨대, 상황 Ⅱ 과도 상태)에 있을 때, 플랜트 반응기 보호 시스템의 조작 제한 내에 해당된다.

본 발명에서 사용되는 바와 같은 용어 "작용 냉각 갭(effective cold gap)"은 연료 로드에 의해 동력이 생성되지 않으면서 정상 온도에서 클래딩하는 연료 팰릿과 연료 로드사이에의 갭 또는 공간의 크기를 언급한 것이다. 본 발명에 따라서, 작용 냉각 갭 데이터는 연료 수명 전체에 걸쳐서 다른 히스토리 포인트에서 복수 개의 연료 로드에 대해 표로 만들어지며, 계속해서 연료 로드가 안전 코어 조작에 대해서 허용될 수 있는지를 결정하는 키이 파라메터로서 참조된다. 이에 따라, 특정 연료 로드에 대한 작용 냉각 갭은 본 발명에서 언급된 바와 같은, 히스토리 포인트의 생성을 위한 히스토리 파라메터로서 사용된다.

종래의 팰릿 클래딩 상호작용(PCI) 분석

팰릿 클래딩 상호작용(PCI)은 경수로 반응기(LWRs)에서의 연료 로드 손상의 잠재적 요인이다. 이러한 손상을 방지하기 위해서, 종래에 PCI에 대해 다양하게 제안되었던 것들이 수년 동안 실행되어 왔다. 더욱 한정적인 연료의 필수조건 및 조정 기준이 연료 로드의 PCI 손상의 위험을 감소시키기 위해서 개발되어 왔다. 다른 종래의 제안들은 지르코늄 라이너(liner) 연료 디자인을 사용하는 개념을 도입하는 것이었다. 그러나, 라이너가 병합되면서, 유틸리티는 플랜트 효율을 개선시키고 이에 따라 라이너에 의해 제공된 라이너의 새로운 안전 허용 범위(margin)를 극복하거나 또는 뛰어넘을 수 있도록 하기 위한 보다 침해적인 전략을 사용하는 경향이 있었다. 또 다른 종래의 제안은 평균 연료 로드 선형 열 생성 속도(linear heat generation rate)(LHGR)를 감소시키고 그리고 PCI 손상에 대해 더 큰 허용 범위를 제공하도록 보다 많은 로드로 연료를 보다 적게 실행하는 것이었다. 그러나, 또한 이러한 허용 범위는 연료가 보다 높은 국소적 첨두 요소로 조작되도록 된 통상적으로 보다 침해적인 코어 관리에 의해 감쇄된다. 반응기 코어에서의 PCI를 모델링하는 것에 대해 상세하게 논의되는, PCI 분석의 상세한 히스토리는, 예를 들어, 발행된 간행물, 마이클 빌락스(Michel Billaux)의 BWR 조정(maneuvering)에 대한 모델링 팰릿 클래딩 기계식 상호작용 및 어플리케이션에 제공되어 있다. 이 문서는 워싱톤, 리치랜드, 호른 라피드 로드 2101에 소재한 프라마톰(Framatome) ANP사의 간행물이다.

PCI로 인한 클래딩 훼손 문제를 극복하기 위해서, 연료 밴더(vendors)는 보호 시스템이 PCI를 방지하고 이전에 지적한 바와 같이, 일부 국가에서 PCI로 인한 연료 훼손에 대한 상황 Ⅱ 사고의 분석이 규칙적으로 요구되는 것을 나타내는 분석을 실행한다.

상황 Ⅱ 사고에 대한 이러한 PCI 분석을 실행하기 위한 종래의 접근 방식은 많은 다른 조작 히스토리에서, 이들 각각의 히스토리에서 다수의 다른 시간에서 다 른 과도 상태의 개시를 주시하고, 그리고 최종적으로 반응기 코어내에서 각각의 개별적 연료 로드(약 50,000이하 또는 그 이상)상에서 이러한 과도 상태의 영향을 평가하는 이미 언급된 바와 같은 브루드 포스 접근 방식에 의해 이루어진다. 더욱 구체적으로, 편이를 위해 단일 스테이트포인트는 제한을 두지 않고서, 폭넓은 범위로 동력 조정, 소정 시간에 대한 소정 동력 수준으로의 동력의 퍼센트 감소, 예를 들어 램프 다운(ramp down)을 포함한 동력 반응의 다양한 속도, 동력이 감소되는시간(통상적으로, 홀드 다운(hold down) 시간으로서 언급됨), 및 정상 조작 상황하에서의 다른 플랜트 조작의 변화에 대해 분석되고, 데이터가 기록된다. 이 분석은 그 자체가 노동이며, 각각 50,000의 연료 로드에 대해 반복된다. 분석에 소요된 시간이 증가하고 노동 집약적이 되는 것은 다수의 과도 상태가, 가능한 다수의 상황 Ⅱ 사고를 시뮬레이션하기 위해서, 조정기 내에서 다양한 스테이트포인트에서 도입되어야만 한다는 사실이다. 이러한 과도 상태는 예를 들어, 반응기 보호 시스템 포인트(예컨데, 트립 세트 포인트)가 도달되는 결론에 이르기까지 이어진다. 이에 따라, 이 공정은 전술한 분석이 과도 상태에서 각각의 스테이트포인트에 대해 반복되면서 매우 중복되어진다. 이에 따라, 모든 로드는 브루트 포스 방식으로 분석된다.

전술한 분석을 지원하고 연료 로드가 코어 내에서 안전하게 조작되는지를 결정하기 위해서, 공지된 적절한 컴퓨터 코드가 사용된다. 이러한 사실에도 불구하고, 극히, 시간 및 노동 의존 공정으로서 년간 2사람 이상의 노동이 집중된다.

다시 논의될 것이지만, 본 발명의 PCI의 분석 방법은 실질적으로 다르며 상 상당한 효과를 제공한다.

본 발명에 따른 3D FAC PCI 분석

본 발명의 방법은 PCI 훼손에 대한 포텐셜을 분석하기 위한 3차원적인 최종 수용 기준(3D final acceptance criteria)을 사용하여, 이에 따라, 본 발명에서 규정된 바와 같이, 코어의 각각 및 모든 스테이트포인트를 분석하는 것에 대응하여, 선택 스테이트포인트의 모델로서 코어에 대한 정확하고, 조직적이며 포괄적이고, 효과적인 분석을 제공하게 된다. 다른 말로, 본 발명의 방법은 실제적으로 유사한 스테이트포인트 및/또는 연료의 관련 파라메터가 널리 공지된 스테이트포인트의 과잉의 불필요한 비효율적인 분석을 최소화한다.

보다 구체적으로는, 본 발명에 따른 3D FAC의 개념은 예를 들어, 조작 히스토리, 반응기 동력, 제어 로드 위치, 반응기 유입 온도 및 2개 또는 그 이상의 서머리 파라메터가 될 수 있는 크세논 분포(다음에 규정되는 바와 같은, 델타 크세논 및 크세논 미드(mid) 등)로 특징지워지는 스테이트포인트의 구별 그리드를 규정함에 의해 코어 조작 공간을 특정화하는 것을 포함한다. 동력 분포 스테이트포인트의 평가는 과도 상태로 지나는 코스동안 코어의 크세논 분포 및 양태에 각각 영향을 미치는 연료 번업 및 핵 특징의 변화를 나타내도록 하기 위해서 재장전된 코어 조작을 하는 동안 수회의 다른 시간에 수행된다. 직접 누설 부산물 및 또한 요오드-135의 디케이로부터의 2차 부산물로서의, 크세논-135는 중성자에 극히 의존적이며, 이에 따라, 시간의 함수로서 코어 내에서 동력 분포에 역 영향을 미친다. 이것은 순서대로 가능한한 PCI를 결과할 수 있는 국소적으로 상당한 동력 변화를 유 도한다.

PCI와 관련하여, 안전 코어 조작 제한을 설정하는 것은 유사하지만, 매우 복잡한 분석을 수반한다. 특히, 상황 Ⅱ 사고에 대해서, 이것은 주요하게 고려되는 동력 증가이다. 이에 따라, 본 발명에서 논의되는 바와 같이, PCI 훼손의 포텐셜을 최소화하면서 코어를 안전하게 조작할 수 있는, 제한 또는 최대의 허용가능한 임계값, 또는 훼손 임계치를 규정하는 것은 제한되는 것은 아니지만, 예를 들어 다양한 다른 번업에서 복수의 동력 히스토리에 대해서, 가능한 한 초기 및 최종 스테이트포인트와 관련된 제한 연료 로드 내의 국소 동력 변화의 평가를 필요로 한다. 한 쌍의 초기 및 최종 스테이트포인트는 동일한 히스토리 및 크세논 상황을 가질 수 있지만, 스테이트포인트는 다른 초기 및 최종 코어 동력, 유입 온도 및/또는 제어 로드 삽입을 가질 수 있다.

정상적인 코어 조작이 단일의 스테이트포인트는 아니며, 코어 동력의 함수인 에이리어 또는 컨티니엄(continuum)이다. 전형적으로, 이것은 양측 모두 동력의 함수로서, 축상 형태 인텍스(예컨대, 축상 오프셋) 및 제어 로드 삽입에 대한 제한을 가지지만, 다른 파라메터가 플랜트의 기술적 명세 사항에서 규정될 수 있다. 이에 따라, 정상적 코어 조작의 평가는 스테이트포인트의 큰 스펙트럼에서 코어 동력 분포의 분석을 수반한다. 그리고, 상황 Ⅱ 분석은 각각의 선택된 정상 조작 스테이트포인트로부터 출발하여, 연료 상에서 다른 과도 상태의 영향을 평가하여야 한다. 이전에 기술된 바와 같이, 이러한 공정에 대한 전통적인 접근 방식은 정상적 조작의 스테이트포인트를 생성하도록 선택된 정상 조작 과도 상태를 모델링하 고, 그리고 상황 Ⅱ 분석을 수행하도록 하기 위해서 각각의 이들 스테이트포인트로부터 다른 상황 Ⅱ 과도 상태를 모델링하는 것이다. 그러나, 정상 조작 공간을 효과적으로 커버하는 과도 상태를 생성하는 것은 어렵다. 이 보다는 많은 수의 중복 또는 겹침 스테이트포인트가 종종 생성된다.(참조, 예를 들어, 도 3의 중복 데이터) 이러한 단점을 인식하여, 본 발명에 따른 방법은 코어 동력 분포를 결정하고, 코어 보호 제한과 관련하여 연료를 평가하도록, 예를 들어, 크세논 분포, 제어 로드 삽입, 동력 수준, 및 유입 온도와 같은 독립 파라메터를 사용하여 직접적 결합 분석을 실행하는 것을 수반한다. 이 제한으로는 예를 들어, 코어 축상 오프셋 또는 다른 적절한 축상 형태 파라메터 및 유입 온도의 함수에 따른 최대 허용가능한 코어 동력 또는 축상 오프셋 로드 제한 또는 다른 적절한 축상 형태 파라메터의 함수에 따른 최대 국소 동력을 들 수 있다. 이러한 제한은 복합적인 다른 연료 로드를 평가하고 제한에 도달되기 전에 달성될 수 있는 최대 동력을 평가함에 의해 생성된다.

이러한 방식으로, 훼손 임계치는 분석시 PCI에 대한 기술적 제한에 이르는 포인트로서 규정된다. 본 발명에서 사용되는 바와 같은, 기술적 제한은 예를 들어, 동력 램프로부터의 히스토리 데이터를 연료 훼손과 분석적 비교를 토대로 하여 규정되어, 데이터를 최적으로 특정화하는 제한을 규정한다. 이 제한은 평가 범위를 너머 연속적 함수로서 규정될 것이다. 그리고, 상황 Ⅱ 과도 상태의 평가는 과도 상태의 시간적인 면을 고려할 수 있다. 이에 따라서, 복수의 다른 제한이 특정 과도 상태가 평가되어지는 가에 따라 형성될 수 있다. 이러한 방식으로, 잠재적 조작 스테이트포인트의 평가는 다양한 상황 Ⅱ 과도 상태에 대한 제한을 충족시킬 수 있는 역량을 평가할 수 있게 한다. 이러한 분석을 토대로, 허용가능한 조작 공간 또는 조작 범위가 규정될 수 있다. 다른 말로는, 본 발명의 PCI 분석 방법은 실제 조작 공간을 규정하는 것 및 실제 제한을 특정화는 방식으로 데이터를 사용하는 것에 초점을 맞추고 있다. 따라서, 이 방법은 복수의 다른 정상 조작 과도 상태, 정상 상태의 스테이트포인트를 토대로 한 복수의 다른 상황 Ⅱ 과도 상태의 평가, 또는 코어 내의 각각의 분리 연료 로드의 개별적 평가를 하지 않고서도 상황 Ⅱ 사고의 정확한 PCI 분석을 효과적으로 실행할 수 있는 공정을 제공한다. 이에 따라, PCI 분석을 실행하는 속도 및 효율이 공지된 접근 방식에 비해 상당하게 개선된다. 이것은 또한 다음에 제공된 실시예를 참조로 보다 더 이해될 수 있을 것이다.

보다 구체적으로, PCI 분석은 통상적으로 예를 들어 시간 싸이클에서 3개 또는 4개의 포인트를 취하고, 제한되는 것은 아니지만, 예를 들어, 다양한 로드 삽입에 의한 동력 감소와 같은 일련의 과도 상태를 조사하고, 다양한 과도 상태 동안에, 시간에 따른 다른 포인트에서 다른 과도 상태(예컨대, 시뮬레이션된 상황 Ⅱ 사고)를 적용하는 것을 수반한다. 달리 표현하자면, 반응기가 정지되도록 조작 제한이 초과될 때까지 많은 변수가 조합되고 결합되고 모델화된다. 과도 상태 및 상황 Ⅱ 사고에 이어서, 통상적인 PCI 분석은 로드상의 과도 상태의 작용, 및 일어날 수 있는 PCI의 가능성에 대한 스트레스 분석을 수행할 수 있도록 각각의 개별적 연료 로드 평가를 수반하였다. 그리고 각각의 로드가 코어에서 조작이 안전에 있어 서 적절한지 그렇지 않은지에 대한 결정이 이루어졌다.

본 발명에 따른 PCI 분석 방법은 시간에 따른 다양한 포인트에서 크세논 상황을 규정하고, 그리고 이 정보를 토대로 코어 모델을 생성하도록 2개의 키이 파라메터에 대해 초점이 맞추어짐에 의해 분석을 향상시킨다. 이 모델은 예를 들어 그리드가 2개의 키이 크세논 파라메터(예컨대, 델타 크세논 및 크세논 미드)를 나타내는 컴퓨터 생성된 표면 함수를 포함한다. 이러한 방식으로, 다른 크세논 분포의 코어 스테이트포인트는 연쇄되는 특정한 크세논 과도 상태 보다는 모델화되고 분석될 수 있다. 그리고, 예를 들어, 로드 위치 및 코어 동력 수준을 제어하도록 그리드에서 다양한 포인트가 고려되고 분석된다. 예를 들어, 도 3의 크세논 분포 그래프를 참조로 알 수 있는 바와 같이, 2개의 다른 과도 상태의 스테이트포인트가 실질적으로 다른 이유가 없다면 실질적으로 동일한 크세논 분포를 가질 수 있다. 이에 따라, 특정 과도 상태를 수행하고, 그리고 각각의 시간 포인트를 분석하는 것 보다는, 크세논 분포, 제어 로드 위치 및 동력은 가능한 한 전체 값의 스펙트럼에 대해 평가된다. 다양한 상황 Ⅱ 과도 상태 동안에 이들 파라메터에 대해 예상된 변화는 기존 사고 및 상황 Ⅱ 분석 히스토리 데이터를 토대로 하는 것으로 알려져 있기 때문에, 전술한 분석 결과는 기존 코어 보호 시스템 스테이트포인트 또는 경계를 명확하게 규정하거나 또는 확인하여 안전 조작을 보장하도록, 데이터 내에 있는 공지된 참조 값과 비교될 수 있다.

도 2는 본 발명에 따른 PCI 분석 방법의 기본 단계를 간략화한 흐름도를 예시한 것이다. 일반적으로, 분석은 분석하고자 하는 다수의 코어 조작 파라메터를 선택하는 선택 단계(100) 및 조작 사이클에 대해, 다수의 코어 히스토리(예컨대, 본 발명에 규정된 바와 같은, 히스토리 포인트)를 생성하기 위해서, 복수 개의 스테이트포인트에서 파라메터를 평가하는 평가 단계(110)로 시작된다. 그리고 코어의 조작 공간의 모델은 단계(120)에서 생성되고, 스테이트포인트의 로우사이는 모델로부터 선택되고 그리고 단계(130)에서 과도 상태로 있거나 조정될 수 있다. 다음으로, 단계(140)에서, 스테이트포인트의 로우사이는 과도 상태 또는 조정에 응답하여 평가된다. 그리고, 코어 조작 가이드라인이 설정되고, 선택 연료 로드가 단계(150 및 160)에서 각각 가이드라인에 순응하여 평가될 수 있다. 최종적으로, 단계(170)에서 연료는 코어에서의 안전 조작으로 허용되거나 또는 거절된다.

각각의 전술한 단계들을 보다 상세하게 살펴보면, 먼저 분석에 있어 각각의 스테이트포인트가 소정 코어 상황에 대해 시간에 따른 소정의 포인트에 대응되고, 스테이트포인트의 세트가 히스토리 포인트를 규정하고, 히스토리 포인트는 하나 또는 그 이상의 연료 로드의 조작 히스토리를 나타낸다. 이들 코어 히스토리는 충분한 동력에서 폭넓은 조작 이외에도, 제한되는 것은 아니지만, 예를 들어, 동력 조작의 감소가 연장되고, 폭넓은 부하 연쇄 조작과 같은 다른 조작 시나리오를 반영한다. 이에 따라, 분석들은 관심대상의 히스토리 포인트 및 히스토리 파라메터의 생성을 들 수 있다. 사용되는 히스토리 파라메터 중 하나는 작용 냉각 갭이 될 수 있다. 더욱 구체적으로는, 시간에 대해서, 핵 연료 팰릿(4)을 둘러싸는 지르칼로이 클래딩(6)(도 1)이 크립 다운(creep down)되고, 그리고 연료 팰릿(4)이 팽창된다. 또한 다양한 연료 영역에서의 온도가 다르며, 다른 파트에 대해서 열 팽창 계 수가 다르다. 이에 따라, 연료의 수명 및 다른 코어 상황에서의 다른 포인트에서, 클래딩(6)과 다른 연료(4) 사이에서의 갭(20) 또는 공간이 다르다. 분석을 목적으로 공통성을 제공하기 위해서, 작용 냉각 갭이 규정되고, 이것은 연료 로드가 예를 들어 20℃와 같은 정상 냉각 온도에 불균일하게 있을 때, 존재할 수 있는 갭(20)이다. 이에 따라, 작용 냉각 갭은 동력 제한이 특정 연료 로드에 대한 것인지, 궁극적으로 본 발명에 따라 어느 연료 로드가 코어에서의 안전 조작을 위해 수용될 수 있는지를 결정할 수 있는 키이 파라메터이다.

코어 조작 히스토리의 생성에 따라, PCI 제한 표면이 키이 히스토리 파라메터를 기초로 하여 형성된다. 이 PCI 제한 표면 또는 그리드는 반응기 보호 시스템에 따라, 연료 PCI 제한이 충족되는지를 결정하기 위해서, 큰 세트의 연료에서 다수 로케이션을 평가하기 위해 사용될 것이다. 이에 따라, 다양한 키이 파라메터(예컨대, 작용 냉각 갭 등)의 함수에 의해 연료 로드 노드에 대해 허용될 수 있는 최대 허용 동력을 규정하는 맵이 제공된다.

더욱 구체적으로, 단계(110)는 상세하게 분석하고자 하는 다수의 히스토리 포인트를 선택하는 것을 포함한다. 이러한 선택은 연료 싸이클에서의 시간의 범위 및 예정되고 선택된 포텐셜 코어 조작 전략을 망라할 것이다. 선택된 키이 코어 파라메터로는 예를 들어 제한되는 것은 아니지만, 코어 동력 레벨, 뱅크를 각각 조절할 수 있는 제어 로드 위치 및 유입 온도를 들 수 있다. 또한 분석은 연료 싸이클의 각 시간에 대해, 코어에서의 크세논 조건 및 특히 크세논 분포를 규정하는 것을 포함한다. 크세논 분포는 반응기 코어를 통해 3차원 분포로 있는 한편, 2개의 키이 파라메터, 이전에 지적한 바와 같은 델타 크세논 및 크세논 미드(mid)에 의해 특징지워질 수 있다. 델타 크세논은 코어 상단에서의 크세논 분포의 평균 양에서 코어의 하단에서의 크세논의 평균 양을 뺀 것이며, 크세논 미드는 코어의 중간 1/3에서의 평균 크세논 양(코어가 가상적으로 상단 1/3, 하단 1/3, 및 중간 1/3로 나뉘어질 때)에서 전체 코어의 크세논의 평균을 뺀 것이다. 연료의 수명에서의 한 포인트, 수명 말기(end of life(EOL))에 대한 9개의 다른 과도 상태에 대한 델타 크세논과 크세논 미드의 실례의 플로트를 도 3에 예시하였다. 크세논 분포를 평가함에 의해, 크세논 파라메터의 변위 또는 경계가 규정될 수 있고, 그리고 코어의 조작 공간이 모델링될 수 있다. 이에 따라, 단계(110)에서, 단계(120)에서 코어의 조작 공간을 모델링하기 위해 사용되는 크세논 상황이 선택된다. 도 2에 예시된 바와 같이, 이것은 코어 조작 공간을 정확하게 나타내는 스테이트 포인트의 그리드를 생성하는, 단계(122)에 의해 달성될 수 있다.

그리고, 단계(130)에서, 그리드 상에서의 선택 스테이트 포인트가 확인되고 분석된다. 더욱 구체적으로는, 스테이트포인트의 로우사이는 코어 조작 공간의 제한에 대한 제어 작용을 하는 선택 스테이트포인트의 감소된 수 또는 서브세트를 포함한다. 다른 말로는, 소정의 스테이트포인트, 및 드물게는, 코어 내의 소정의 연료 로드는 반응기 보호 시스템의 제한(예컨대, 트립을 개시)을 초과하지 않고서 반응기 코어가 안전하게 조작될 수 있는 경계를 규정하는 경향을 갖는다. 일반적으로, 어느 스테이트포인트가 조절되거나 또는 제한되는지의 결정은 연료 로드의 조작 히스토리를 검토하여 이루어질 수 있다. 요약하자면, 일반적으로 스테이트포인 트의 로우사이는 예정된 과도 상태에 있을 때(예컨대, 예정된 상황 Ⅱ 과도 상태), 반응기 보호 시스템의 제한을 초과하지 않는 스테이트포인트의 서브세트를 포함한다.

단계(140)에서, 스테이트포인트의 로우사이는 과도 상태에 응답하여 평가된다. 예를 들어, 상황 Ⅱ 과도 상태에 있는 스테이트포인트의 로우사이는 팰릿 클래딩 상호작용에 대해 평가된다. 이러한 방법으로, 나타내어진 스테이트포인트는 많은 다른 코어 과도 상태와 관련된 각각의 모든 스테이트포인트를 분석하는데 대응하여 분석될 수 있다. 더욱 구체적으로, 이전에 지적한 바와 같이, 그리고 도 3의 크세논 분포 플로트를 참조로 알 수 있듯이, 다양한 과도 상태에 대해 다수의 중복 또는 과잉된 스테이트포인트가 있을 수 있다. 이러한 것을 인식하여, 본 발명의 방법은 코어 조작 공간을 규정하는 데이터의 전체 범위 또는 경계를 정확하게 나타내는 것을 계속하는 한편, 단지 소정의 제어 스테이트 포인트를 선택하는 것을 포함한다. 이에 따라, 도 3의 실시예에서, 크세논 스테이트포인트가 대표적인 동력 과도 상태 평가에서 생성되는 크세논 분포의 경계를 형성하도록 선택된다.

일반적으로 모델의 선택된 스테이트포인트를 분석하는 것은 동력 분포에 대한 검토 작용을 포함한다. 특히, 본 발명에 따르면, 공지된 PCI 분석 방법에 따른 각각의 스테이트포인트에서 실질적으로 과다의 과도 상태로 구동되기 보다는 선택된 스테이트포인트는 조직적으로 분석된다. 아직까지도 이것은 많은 수의 케이즈(예컨데, 동력 히스토리의 수의 배(times), 싸이클에서의 포인트의 수의 배, 코어 동력 수준의 수의 배, 다른 제어 로드 로케이션의 수의 배, 다른 크세논 분포 수의 배, 유입 온도 수의 배, 소정의 다른 적절한 변수의 배)를 생성하는 한편, 이 분석은 매우 조직적으로 수행될 수 있으며, 각각의 이들 스테이트포인트는 연료 로드가 핵 플랜트의 지시된 안전 기준 내에서 수용가능한지를 알 수 있도록 평가된다. 더욱 구체적으로, 도 2에 예시된 바와 같이, 단계(150)에서, 코어 조작 가이드 라인은 팰릿 클래딩 상호작용 없이 코어에서 연료의 조작의 안전을 보장하도록 핵 플랜트에 대해 지시된 안전 기준에 따라 설정될 수 있다. 그리고, 단계(160)에서, 선택 연료 로드는 이러한 가이드라인에 순응하여 평가될 수 있다. 가이드 라인은 제한되는 것은 아니지만, 안전 기준, 예컨대 로드내의 피크 동력, 핵 보일링의 시작, 및 다양한 연료 로드 기준, 예컨대 PCI에 대한 허용 범위 평가를 포함한다. 이들 기준에 대한 연료 로드의 평가는 전부는 아닐지라도, 다수의, 핵 반응기내의 연료 로드의 분석을 포함하는데, 이것은 이들은 다른 동력 히스토리 및 다른 국소 동력을 갖기 때문이다. 이에 따라, 본 발명에 따르면, 각각의 스테이트포인트에서의 대분분의 연료 로드의 제한 및 조절은 제한하고자 하는 허용 범위를 규정하는데 사용된다.

단계(140, 150, 및 160)에서의 분석은 제한을 초과하는 스테이트포인트를 발견할 수 있지만, 이들 스테이트 포인트는 코어 제한 및 보호 시스템에 의해 배제될 수 있음을 알 수 있을 것이다. 이에 따라, 분석의 주요한 목적은 코어 제한 및 보호가 연료 훼손(예컨대, PCI 등으로 인함)을 보호하기에 적절한지를 나타내는 것이다. 단계(160, 및 170)에서, 플랜트 기술 명세 사항에 의해 규정된 바와 같은, 정상 조작 제한내에 있는 이들 스테이트포인트가 선택된다. 정상적 조작을 포함하는 전형적 파라메터로는 제한되는 것은 아니지만, 예를 들어, 제어 로드 삽입을 위해 허용가능한 영역, 최대 허용가능한 동력 및 코어 동력 수준의 함수에 따른 허용가능한 축상 플럭스 차이를 들 수 있다. 그러나, 플랜트의 기술적 명세 사항에 따라, 다른 파라메터가 허용가능한 상황 Ⅰ 스테이트포인트를 선택하는데 사용될 수 있다는 것을 알 수 있을 것이다. 그리고, 정상 조작 스테이트포인트가 이전에 논의된 바와 같은, 다양한 가상적 상황 Ⅱ 과도 상태에 대한 개시 포인트로서 쓰인다.

요약하자면, 이 분석은 수용가능한 상황 Ⅰ(예컨대, 정상 조작) 스테이트포인트로부터 개시되었던 상황 Ⅱ 과도 상태(예컨대, 드롭 로드, 로드 이탈, 유입 온도 콜다운, 용해성 붕소 희석)에 의해 허용되는 결과로 생성된 스테이트포인트를 선택하는 것을 포함한다. 그리고, 가능한 한 상황 Ⅱ 스테이트포인트의 세트는 연료 훼손(예컨대, 연료 보전(integrity) 기준)에 대한 예정 기준에 충족되는지를 결정하도록 평가된다. 이러한 분석의 목적은 연료 보전 기준을 충족시키지 않는 가능한한 상황 Ⅱ 스테이트포인트가 반응기 보호 시스템에 의해 허용되지 않는다는 것을 입증하는 것이다. 이에 따라, 모든 정상 조작 및 상황 Ⅱ 과도 상태가 연료 훼손 제한을 초과하지 않을 것이다. 과도 상태에 이어 또는 이것에 응답하여, 스테이트포인트의 로우사이에 데이터는 히스토리 데이터(예컨대, 본 발명에서 규정된 바와 같은, 히스토리 포인트 및 파라메터)를 토대로 한 제한과 비교되고, 연료 로드가 코어에서의 안전 조작(PCI의 회피)에 대해 허용되거나 또는 거절된다. 이에 따라, 방법의 단계(130)에서 단계(170)는 소정의 공지되거나 적절한 플랜트 조정 또는 과도 상태의 적용을 포함할 수 있다는 것을 알 수 있을 것이다.

이에 따라, 본 발명은 각 로드의 격리를 요구하는 종래의 포인트 간 포인트(point by point) 또는 로드 간 로드와는 달리, 하나의 선택된 스테이트포인트로부터 다른 것으로의 변화를 모니터링하고, 수용가능한 PCI 기준이 로드에 대해 초과되는지 알 수 있도록 동력의 국소적 변화 및 작용을 모니터함에 의해 에이리어 또는 컨티니엄에 따라 코어를 분석하는 단계, 및 그리고 모든 50,000개의 로드에 대한 전체 공정을 반복하는 단계를 포함한다. 본 발명의 방법은 코어 조작 공간의 전체 스코프를 정확하게 평가할 뿐만 아니라, 동시에, 선택되어지고, 모델링되어지고, 그리고 분석되어지는 스테이트포인트의 전체 수를 상당하게 감소시킴에 의해(예컨대, 어느 정도의 크기 만큼) 분석을 상당하게 간략화하고, 그리고 또한 나아가 모델의 각각의 스테이트포인트에 대한 다수의 불필요한 또는 과잉의 과도 상태 분석을 상당하게 간략화한다. 이에 따라, 본 발명은 일반적으로 종래의 PCI 분석 방법에 비해 정밀하고 정확한 방법을 제공하여, 노동력, 시간 및 분석 비용을 상당하게 감소시킨다는 것을 알 수 있다.

이에 따라, 본 발명에 따른 분석이 물론 적절한 컴퓨터 코드를 사용함에 의해 매우 용이해 진다는 것을 알 수 있을 것이다. 특히, 전술한 모델은 코어 조작 에이리어를 나타내는 그리드 함수 또는 표면 맵에 의해 코드에서 생성되고, 적어도 부분적으로, 연료 로드 히스토리(예컨대, 본 발명에서 이전 논의되어 규정된 바와 같은, 히스토리 포인트 및 파라메터)를 토대로 하여, 전술한 키이 로드 파라메터(예컨대, 작용 냉각 캡, 국소 번업 및 국소 동력)의 함수에 따라 생성된다. 그리 고, 이 방법의 적어도 단계(140 및 160)는 예를 들어, 특정 로드가 PCI를 겪게되기 전에 조작될 수 있는 최대 동력 변화를 결정하기 위해 연료 로드를 분석하는데 코드를 사용하여 수행될 수 있다. 이에 따라, 이 방법 또는 적어도 이들의 선택 단계는 컴퓨터로 자동화된다. 이러한 방식으로, 일부 플랜트 오퍼레이터에 의해 요구되는 3D FAC은 정확하고, 효과적이고, 그리고 효율적으로 설정되는 한편, 요구되는 분석양을 폭넓게 감소시킨다.

본 발명의 방법은 설명의 간략화를 목적으로 제공된 다음 실시예를 참조로 보다 더 이해될 것이며, 이것은 본 발명의 범위를 제한하려는 것은 아니다. 특히, 이 실시예는 본 발명의 개선된 방법과 비교하여 이전에 기술된 공지된 분석 방법에 따른 상황 Ⅱ 사고의 PCI 분석의 비교를 제공한다.

비교를 위해, 동일한 플랜트 조작 기간(예컨대, 싸이클), 동일 수의 조작 히스토리, 및 동일 수의 조작 기간의 내의 시간을 양측 방법으로 분석하였다. 특히, 양측 방법에서, 약 2-3개의 조작 히스토리가 기간에 따른 약 3-4의 다른 시간에서 각각 분석하였다. 그리고, 이 2개의 분석은 다음에 논의되겠지만, 상당히 다르다.

전술한 단계들 이외에도, 종래의 접근 방식에 있어서는, 각각의 3-6의 조작 히스토리는 약 12-32의 다른 정상 조작 조정에 대해 분석되었으며, 각 조정은 약 30-60회 단계로 분석되었다. 이것은 각각의 정상 조작 스테이트포인트에서 출발하는 약 4-8 상황 Ⅱ 과도 상태의 적용 및 분석에 의해 후속된다. 정상 조작 스테이트포인트에서 출발하는 각각의 상황 Ⅱ 과도 상태는 약 10-150회 단계로 분석되었다. 각 전술한 단계에서의 동력 히스토리 대 시간은 컴퓨터 코드 모델에서 각각의 연료 로드에 대해 적용된다. 다른 말로, 매우 많고 번거로운 전술한 모든 단계는, 약 13,000 또는 그 이상의 횟수로 수행되어야만 한다. 최종적으로, 연료 로드 성능의 평가는 연료 로드 스트레스 분석 용량을 포함하는 연료 로드 분석 코드를 사용하여 행하여져야 한다. 요약하자면, 종래의 접근 방식은 각각 단계가 복합적 옵션을 고려하고 분석하여야 하는 복합적으로 조합적인 문제를 포함한다는 것이다. 모두, 약 10억 내지 약 720억 케이즈가 분석되어야만 한다.

이와 달리, 본 발명의 방법은 분석을 폭넓게 줄이고 간략화 한다. 특히, 이실시예에 있어서, 핵 코어 조작 공간 모델은 다른 동력 수준 약 5-7회에 대한 전술한 선택된 파라메터의 함수에 따라 결정된다. 크세논 분포는 약 25~40회로 평가되고, 다른 제어 로드 섹션은 약 18~64회에 대해 평가된다. 이들 분석은 펜실베니아 몬노에빌에 사업장을 가지고 있는 웨스팅 일렉트릭 컴파니 LLC가 라이센스를 가진 3차원 핵 분석 코드인, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴파니 ANC 모드로 수행될 수 있다. 그러나, 소정의 공지된 또는 적절한 다른 3차원의 핵 분석 코드가 사용될 수 있음을 알 수 있을 것이다.

전형적 연료 로드가 복합적으로 구현된 조작 프로파일 및 특징적 히스토리 파라메터를 위해 모델화되고 평가되고 그리고 제한 동력 표면이 생성된다. 특징적 히스토리 파라메터 및 제한 동력 표면은 키이 연료 파라메터(예컨대, 국소 연료 번업 및 작용 냉각 갭)의 함수가 있다. 그리고 이 모델은 분석하고자 하는 선택된 연료 로드에 대한 히스토리 정보를 생성하고, PCI 훼손과 관련하여 국소적 동력 과도 상태와 관련하여 국소적 동력 과도 상태의 허용성을 결정하도록 핵 분석에서 사 용되었다. 전술한 것은 모델에서의 각각의 제한적 또는 조절되는 연료 로드에 대해, 전체 약 10-100회로 행하여진다. 그러나, 분석 범위는 상당하게 단순화될 수 있다. 특히, 분석하고자 하는 전체 약 10억 내지 710억 케이즈를 필요로 하는 전술한 종래의 접근 방식과 비교하여, 본 발명의 분석은 숫적으로 약 135,000 내지 약 21,5백만 케이즈로 현저하게 감소시킨다.

이에 따라, 본 발명의 방법은 이전에 논의한 바와 같이, 약 2년으로부터 수주(week)로 분석 기간을 현격하게 감소시킨다는 것을 알 수 있을 것이다. 또한 키이 코어 스테이트포인트 파라메터의 구별은 분석을, 컴퓨터 코드에 의해 자동화하여, 분석에 전통적으로 요구되는 많은 시간을 제거한다.

도 3은 참조로, 본 발명의 방법이 보다 더 이해될 것이다. 도 3은 9개의 다른 과도 상태에 대해서, 본 발명에서 이전에 기술된 바와 같은 델타 크세논 대 크세논 미드의 플로트를 예시하고 있다. 이에 따라, 결과된 도 3의 플로트는 다양한 과도 상태로부터 결과된 수명 말기 부하 행동 범위를 예시한 것이다. 과도 상태는 코어 동력이 결정된 수준(예컨데 30%, 50% 및 70%)이하로 서서히 감소되고 램핑되고, 그리고 백업으로 서서히 램핑되고, 그리고 6개의 다른 과도 상태로 램핑된다. 이 실시예에 의해, 도 3의 레전드에서 지적된 16~6, 30%의 과도 상태는, 코어가 6시간 동안 30% 동력으로 급속하게 감소시킴에 의해 이어지는 전체 동력에서 18시간동안 조작되는 과도 상태를 언급한 것이다. 그러나, 도 3에 예시된 것과는 달리 소정의 적절한 과도 상태 및 조정이 본 발명의 범주내에서 적용되고 분석될 수 있다는 것을 알 수 있을 것이다. 이 플로트는 각각의 과도 상태에 대해 모든 스테이 트포인트에 대한 델타 크세논 대 크세논 미드를 예시한 것이다. 예시된 바와 같이, 이전에 기술된 바와 같이, 다른 과도 상태에 대한 많은 스테이트포인트 사이에는 상당한 오버랩, 또는 밀접한 관계 및 과잉 상태가 존재한다. 지적한 바와 같이, 본 발명의 방법은 이러한 과잉 상태를 인식하고, 코어를 효율적으로 그리고 정확하게 모델링하여 분석하도록 이것을 활용한다.

전술한 것에 비추어, 공지된 PCI 분석의 직접 선형 접근 방식의 분석보다는, 본 발명의 방법은 실제적으로 이와는 달리, 히스토리 데이터와 조합된 코어 조작 공간의 선택된 스테이트포인트의 그리드에 따라 코어 과도 상태를 모델링하고, 그리고 그리드 상의 다른 스테이트포인트 사이의 진행(예컨대, 다양한 키이 파라메터의 조합)에 따라 또는 예를 들어 PCI에 대한 특정 상황 Ⅱ 사고의 영향을 평가하기 위한 모델에 따라 과도 상태를 분석하는 단계를 포함한다. 이러한 방식으로, 통상적인 분석의 브루트 포스를 사용하여 연간 약 2명 이하의 노동 가치 또는 그 이상을 취할 수 있는 PCI 분석이 3주 또는 그 이하로, 본 발명의 조합적인 접근 방식을 사용하여 달성될 수 있다.

본 발명의 특정 실시예를 상세하게 기술함에 따라, 당해 기술 분야의 업자는 다양한 다른 변형 및 변경이 본 명세서의 내용에 비추어 개발될 수 있음을 알 수 있을 것이다. 이에 따라, 기술된 특정한 배치는 단지 예시를 위한 것으로서, 첨부된 청구범위 및 이들과 대등한 모든 범위가 되는 발명의 범주를 제한하려는 것이 아니다.

Claims

핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법으로서,

상기 핵 반응기 코어는 반응기 보호 시스템을 갖추고 있으며, 복수 개의 기다란 연료 로드를 구비하고, 연료 로드는 각각 복수개의 핵 연료 팰릿을 둘러싸는 클래딩 튜브를 구비하며, 상기 핵 연료 팰릿과 클래딩 튜브사이에 갭이 형성되고, 반응기 보호 시스템은 코어의 복수개의 파라메터에 대한 다수의 조작 제한을 규정하는데, 조작 제한은 적어도 부분적으로, 코어에 대한 소정 세트의 기계적 사항을 기초로 하며,

상기 방법은,

분석하고자 하는 코어의 다수의 파라메터를 선택하는 단계;

소정의 코어 상황에서 시간에 따른 소정 포인트에 각각이 대응하는, 복수 개의 스테이트포인트로서, 상기 스테이트포인트 세트는 히스토리 포인트를 규정하고, 상기 히스토리 포인트는 하나 또는 그 이상의 코어의 연료 로드의 조작 히스토리를 나타내며, 상기 복수의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가하는 평가 단계;

적어도 부분적으로, 상기 스테이트포인트를 토대로 코어의 조작 공간의 모델을 생성하는 모델 생성 단계;

소정의 과도 상태로 있을 때, 스테이트포인트의 로우사이의 각각의 스테이트포인트가 반응기 보호 시스템의 조작 제한 내에 해당되며, 상기 스테이트포인트의 로우사이가 코어의 조작 공간내의 스테이트포인트의 서브세트를 규정하고, 상기 스테이트포인트의 로우사이의 선택이 적어도 부분적으로 하나 또는 그 이상의 히스토리 포인트를 토대로 하는, 상기 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택하는 선택 단계; 및

과도 상태에 응답하여 팰릿 클래딩 상호작용을 위한 스테이트포인트의 로우사이를 평가하는 평가 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법
제 1 항에 있어서,

상황 Ⅱ 사고를 나타내는 과도 상태로 부여하는 부여 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 1 항에 있어서,

상기 파라메터가 싸이클에서의 시간, 크세논 분포, 제어 로드 위치 및 동력 수준으로 이루어진 그룹으로부터 선택된 적어도 하나의 파라메터로 선택되는 선택 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 3 항에 있어서,

상기 코어의 안전 조작을 위해 제공되고 팰릿 클래딩 상호작용을 피할 수 있도록 허용가능한 코어 조작 가이드라인 세트를 설정하는 설정 단계; 및

상기 코어의 다수의 연료 로드를 선택함에 있어서, 선택된 상기 연료 로드가 상기 조작 공간의 제한에 대해 제어 작용을 하는 연료 로드 선택 단계; 및

상기 가이드 라인에 순응하는 선택된 상기 연료 로드를 평가하는 평가 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 3 항에 있어서,

델타 크세논 파라메터 및 크세논 미드 파라메터에 따라 상기 코어에서의 크세논 분포를 평가하는 평가 단계;를 더 포함하며,

상기 델타 크세논 파라메터가 상기 코어의 상단에 분포된 크세논의 양에 상기 코어의 바닥의 크세논 평균 양을 뺀 것을 포함하고,

전체 코어의 분포된 평균 크세논 양에 대한, 상기 크세논 미드 파라메터가 상기 코어의 중간 1/3에 분포된 크세논 양인 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 1 항에 있어서,

상기 반응기 보호 시스템의 조작 제한이 정상 코어 조작 제한 및 상황 Ⅱ 과도 상태 제한을 더 포함하고, 그리고,

코어 조작 공간의 상기 모델 생성 단계가,

복수 개의 상기 스테이트포인트를 포함하는 그리드로 상기 코어 조작 공간을 모델링하는 모델링 단계 ;

상기 스테이트포인트의 로우사이로, 상기 조작 공간의 제한에 대해 제어 작용을 하는 상기 그리드 상에서 포인트를 선택하는 선택 단계 ; 및

상기 정상 코어 조작 제한과 관련하여 그리고 상황 Ⅱ 과도 상태 제한과 관련하여 상기 그리드상에서 상기 제어 포인트를 평가하는 평가 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 1 항에 있어서,

각각의 상기 히스토리 포인트가 국소 번업, 국소 동력 수준, 선택 핵의 국소 동위원소 농도, 국소 작용 냉각 갭, 및 최대 허용 동력으로 이루어진 그룹으로부터 선택되는 적어도 하나의 히스토리 파라메터를 포함하고, 상기 적어도 하나의 히스토리 파라메터가, 상기 코어에서 각각의 상기 연료 로드에 대한 히스토리 데이터를 생성하기 위해서, 각각의 상기 연료 로드에 대한 적어도 하나의 동력 히스토리를 평가하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 7 항에 있어서,

핵 분석 코드의 제공 단계 ;

상기 히스토리 데이터를 상기 핵 분석 코드에 병합하는 병합 단계 ; 및

다수의 다른 코어 조작 시나리오 하에서 연료 사이클에 대해 상기 코어를 평가하기 위해, 핵 분석을 사용함에 있어서, 상기 코어 조작 시나리오가 100% 동력에서의 기초 부하 조작, 감소된 동력에서의 연장된 조작, 및 코어 동력 수준이 빈번하게 변경되는 빈번한 부하 연쇄 조작으로 이루어지는 상기 핵 분석 코드를 사용 하는 핵 분석 코드 사용 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 8 항에 있어서,

스테이트포인트의 상기 로우사이의 평가를 상기 히스토리 데이터에 비교하는 비교 단계 ; 및

상기 코어에서의 안전 조작을 위해 상기 연료 로드를 허용하거나 또는 거절하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 1 항에 있어서,

상기 연료 로드에서의 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 포텐셜을 분석하기 위해서 3차원 핵 코어 동력 분포 분석을 활용하는 단계 ;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
제 1 항에 있어서,

상기 스테이트포인트로, 상기 코어의 정상 조작과 관련된 스테이트포인트 및 상황 Ⅱ 사고와 관련된 스테이트포인트를 제공하는 단계 ; 및

상기 코어의 모든 상기 연료 로드에 대한 모든 상기 스테이트포인트를 개별적으로 분석할 필요없이, 팰릿 클래딩 상호작용에 대해 상기 코어의 상기 연료 로드를 정확하게 평가하기 위해서 감소된 수의 상기 정상 조작 스테이트포인트 및 상황 Ⅱ 스테이트포인트를 사용하여 상기 코어의 상기 연료 로드의 모델을 모델링하고 분석하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 팰릿 클래딩 상호작용을 분석하는 분석 방법.
핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법으로서,

상기 핵 반응기 코어는 반응기 보호 시스템을 가지며, 상기 반응기 보호 시스템은 상기 코어의 복수 개의 파라메터에 대한 다수의 조작 제한을 규정하고,

분석하고자 하는 상기 코어의 다수의 파라메터를 선택하는 선택 단계;

각각의 소정 코어의 상황에 대해 시간에 따른 소정 포인트에 대응되는 복수개의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가함에 있어서, 스테이트포인트 세트가 히스토리 포인트를 규정하고, 히스토리 포인트가 코어의 하나 또는 그 이상의 연료 로드의 조작 히스토리를 나타내는, 복수 개의 스테이트포인트에서 선택된 파라메터를 평가하는 평가 단계;

코어의 조작 공간을 정확하게 모델로 모델링하기 위해서 스테이트포인트의 그리드를 생성하는 생성 단계;

상기 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택함에 있어서, 스테이트포인트의 로우사이의 스테이트포인트의 각각이, 소정의 과도 상태에 있을 때, 반응 보호 시스템의 조작 제한내에 해당되고, 스테이트포인트의 로우사이가 코어의 조작 공간내에서 스테이트포인트의 서브셋트를 규정하고, 스테이트포인트의 로우사이의 선택이 적어도 부분적으로 하나 또는 그 이상의 히스트리 포인트를 토대로 하는, 모델의 스테이트포인트로부터 스테이트포인트의 로우사이를 선택하는 선택 단계; 및

상기 과도 상태에 응답하여, 스테이트포인트의 로우사이를 평가하는 평가 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

상기 파라메터가 싸이클에서의 시간, 크세논 분포, 제어 로드 위치 및 동력 수준으로 이루어진 그룹으로부터 선택된 적어도 하나의 파라메터로 선택되는 선택 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

델타 크세논 파라메터 및 크세논 미드 파라메터에 따라 상기 코어에서의 크세논 분포를 평가하는 평가 단계;를 더 포함하며,

상기 델타 크세논 파라메터가 상기 코어의 상단에 분포된 크세논의 양에 상기 코어의 바닥의 크세논 평균 양을 뺀 것을 포함하고,

전체 코어의 분포된 평균 크세논 양에 대한, 상기 크세논 미드 파라메터가 상기 코어의 중간 1/3에 분포된 크세논 양인 것을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

상기 과도 상태로, 상황 Ⅱ 사고를 나타내는 과도 상태를 부여하는 단계 ;

스테이트포인트의 상기 로우사이로, 상기 상황 Ⅱ 사고 과도 상태와 관련된 스테이트포인트를 선택함에 있어서, 상기 과도 상태가 상기 코어의 정상 조작 공간을 포함하는 각각의 상기 스테이트포인트로부터 개시되는, 스테이트포인트 선택 단계;

선택된 상기 파라메터에서 상기 상황 Ⅱ 사고의 작용을 분석하는 분석 단계 ; 및

상기 상황 Ⅱ 사고에 응답하여 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 포텐셜을 결정하는 결정 단계 ;를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 15 항에 있어서,

팰릿 클래딩 상호작용을 회피하면서 상기 코어의 조작을 안전하게 하기 위해 서 허용가능한 코어 조작 가이드라인 세트를 설정하는 설정 단계 ; 및

상기 가이드라인에 순응하여 선택된 연료 로드를 평가하는 평가 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

상기 연료가 복수 개의 연료 로드를 포함하고,

각각의 상기 히스토리 포인트가 국소 번업, 국소 동력 수준, 선택 핵의 국소 동위원소 농도, 국소 작용 냉각 갭, 및 최대 허용 동력으로 이루어진 그룹으로부터 선택되는 적어도 하나의 히스토리 파라메터를 포함하고, 상기 적어도 하나의 히스토리 파라메터가, 상기 코어에서 각각의 상기 연료 로드에 대한 히스토리 데이터를 생성하기 위해서, 각각의 상기 연료 로드에 대한 적어도 하나의 동력 히스토리를 평가하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

상기 연료로, 클래딩 튜브내에 하우징된 복수 개의 연료 팰릿을 각각 구비하는 복수 개의 기다란 연료 로드를 제공하는 단계 ; 및

연료 로드에서 팰릿 클래딩 상호작용에 대한 포텐셜을 분석하기 위해서 3차원의 핵 코어 동력 분포 분석을 활용하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 18 항에 있어서,

상기 코어의 모든 상기 연료 로드에 대한 모든 상기 스테이트 포인트를 개별적으로 분석할 필요없이 패릿 클래딩 상호작용에 대한 상기 연료 로드를 정확하게 평가하기 위해 상기 스테이트포인트의 상기 로우사이를 사용하여 상기 코어의 상기 연료 로드를 모델링하고 분석하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.
제 12 항에 있어서,

상기 방법 중 적어도 일부 단계가 컴퓨터로 자동화되는 것을 특징으로 하는 핵 반응기 코어에서의 연료 분석 방법.