KR20100082804A - 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법, 결정 시스템, 컴퓨터 프로그램 및 대응 매체 - Google Patents

원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법, 결정 시스템, 컴퓨터 프로그램 및 대응 매체 Download PDF

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길스 안드레포여드
브루노 줄리앙
장-루시앙 모르레밧
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아레바 엔피
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Abstract

본 방법은 원자로의 동일 작동 사이클 동안의,
a) 원자로(1)에 존재하는 센서(21A 내지 21D)에 의해 제공되는 측정값으로부터 코어(2)의 국부 전력의 3차원 분포를 산출하는 단계와;
b) 상기 산출된 국부 전력의 3차원 분포에 적용되는 적어도 한번의 전력의 우연한 과도적 발생을 시뮬레이션하는 단계와;
c) 상기 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 피복재의 파괴가 가장 잘 발생할 것 같은 적어도 하나의 봉을 열기계적 계산법을 사용하여 확인하는 단계; 그리고
d) 상기 확인 봉에 대하여 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 열기계적 계산법을 사용하여 결정하는 단계의 주기적인 실시를 포함한다.

Description

원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법, 결정 시스템, 컴퓨터 프로그램 및 대응 매체{METHOD OF DETERMINING THE VALUE OF A PARAMETER REPRESENTATIVE OF THE OPERABILITY OF A NUCLEAR REACTOR, DETERMINING SYSTEM, COMPUTER PROGRAM AND CORRESPONDING SUPPORT}
본 발명은 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법에 관한 것이다.
본 발명은 예를 들어, 가압수형 원자로(pressurized water reactor)에 사용된다.
통상적으로, 이러한 원자로의 코어에는 핵연료 집합체가 충전되어 있다.
각각의 집합체는 핵연료봉 다발을 포함하며, 상기 봉은 핵연료 소결체를 내포한 피복재를 포함하고 있다.
특히, 전력의 80%가 원자로에 의해 생산되고 있는 프랑스와 같은 국가에서는 원자로에 의해 공급되는 전체 전력이 전력 공급 네크워크의 요건에 적합하도록 가변적인 것이 유리할 수도 있다.
특히, 전력 공급 네크워크에 대한 수요가 적은 경우에는, 필요에 따라 공칭 전체 전력으로 복귀하기 전에, 장기간 동안 감소된 전체 전력으로 원자로를 작동시키는 것이 바람직하다.
그럼에도 불구하고, 원자로의 용량 활용을 보다 더 강화한 이러한 방식으로 각각의 원자로를 작동시키기 위해서는 안전 문제가 수반되지 않아야 한다.
원자로의 작동성을 제한하는 현상 중 하나로서, 특히, 소결체와 피복재간의 상호 작용(PCI;Pellet/Cladding Interaction)이 있다.
원자로가 공칭 전체 전력(PN)으로 작동하는 경우, 핵연료봉은 종래 기술에 사용된 관점에 따라 처리된다.
특정 봉의 경우, 이러한 처리는 실질적으로, 소결체와 피복재 사이의 반경 방향 간극이 소결체의 팽창 및 피복재의 휨 현상으로 인해 폐쇄되는 것을 특징으로 한다.
비교적 낮은 응력 레벨에서의 피복재의 열기계적 평형 상태로 인해 영구적인 작동 동안에는 피복재의 파괴 위험이 없긴 하지만, 문제의 봉에 의해 제공되는 전력이 현저하게 변하자마자 위험 상황이 야기될 수 있다.
국부 전력의 증가는 봉의 온도 증가를 유발할 수 있다. 기계적 특성값(열팽창 계수, 영률(Young's modulus))의 차이 및 산화 우라늄계 소결체와 통상 지르코늄 합금으로 이루어지는 피복재 사이의 온도차로 인해, 소결체가 피복재보다 더 팽창되어 피복재의 변형을 야기할 수 있다.
또한, 아이오딘(iodine)과 같은 부식성 핵분열 생성물의 소결체와 피복재의 사이에 공간이 존재함에 따라, 응력 인가시 부식이 발생할 수 있는 조건이 조성된다. 이에 따라, 전체 전력의 과도적 발생(transient occurrence) 동안 소결체에 의해 야기되는 피복재의 변형이 피복재의 파괴를 야기할 수도 있다.
피복재의 이러한 파괴는 안전 상의 이유로 허용 불가능한데, 그 이유는 핵분열 생성물이 원자로의 냉각 시스템 내로 방출될 수 있기 때문이다.
특허 출원 제EP-1 556 870호에는 전술한 PCI 현상을 사용하여 원자로의 작동 매개 변수의 한계 값을 결정할 수 있는 방법이 개시되어 있다. 보다 구체적으로 설명하자면, 상기 한계 값은 전체 코어의 국부 전력 증가로부터 분명해지는 바와 같은 전체 전력의 우연한 과도적 발생의 경우에, PCI 현상이 핵연료봉 피복재의 파괴를 초래하지 않도록 하는 방식으로 결정된다.
이에 따라, 상기 방법은 전체 전력의 우연한 과도적 발생의 경우에도 원자로가 안전한 방식으로 작동할 수 있는 사용 범위를 정의할 수 있다. 원자로의 작동 동안 상기와 같이 결정된 한계 값을 초과하지 않았음을 증명하기 위하여 경보 장치가 도입될 수 있다.
PCI 현상은 특히, 원자로의 특정 작동 방법과 관련하여서는 불리할 수 있는데, 이러한 특정 작동 방법으로는 ERPO(Extended Reduced Power Operation) 방법이 있다.
프랑스에서는 EPRO를 보다 정확하게 설명하자면, 예를 들어, 주어진 24시간의 주기에서 8시간 이상의 누적 시간을 주기로, 예를 들어 공칭 전력(PN)의 대략 92% 이하의 전체 전력(PI)으로 이루어지는 원자로의 영구적인 작동으로 정의하고 있다.
이러한 작동 방법은 봉의 탈처리(deprocessing) 효과가 있다.
전체 전력의 감소 시에 전력은 국부적으로 감소한다. 결과적으로, 각각의 봉의 소결체와 피복재의 온도가 감소되어, 이들 구성 요소의 열 팽창이 감소된다. 각각의 소결체는 연관 피복재보다 열 팽창 계수가 높기 때문에, 절대 팽창도도 더 크다.
특정 국부 전력이 감소하는 경우에 각각의 소결체의 온도 변화가 피복재의 온도 변화보다 크기 때문에 전술한 바와 같은 효과는 보다 더 증폭될 수도 있다.
이에 따라, ERPO 모드의 작동 동안, 피복재와 소결체 사이의 접촉이 설정되어 있지 않은 봉의 경우, 반경 방향 간극이 증가한다. 간극이 폐쇄되어 있는 봉과 관련하여서는, 간극이 재개방된다.
간극의 재개방의 경우에, 압력의 영향으로 인해 피복재의 내측으로 갈수록 압축 변형이 발생한다. 따라서, ERPO 모드의 작동 동안 전력의 우연한 과도적 발생이 이루어진 경우에 피복재에서 나타나는 응력이 원자로의 공칭 전체 전력에서의 작동 동안 그러한 과도적 발생이 이루어진 경우의 응력보다 커진다.
따라서, 원자로가 ERPO 모드로 작동하는 경우 PCI 현상으로 인한 파괴 위험이 커진다.
원자로 조작자로 하여금 봉의 피복재의 완전성을 손상시키지 않고 ERPO 모드를 사용할 수 있는 범위를 구할 수 있도록 하기 위하여, 매개 변수, 즉 신용도(K)가 연구되어 왔다.
원자로의 작동성을 나타내는 상기 매개 변수는 이하의 수학식으로 정의된다.
Figure pct00001
여기서, K0는 신용도(K)의 초기 값이며;
Ai는 탈처리 법칙으로부터 산출되는 탈처리 계수이고;
Ti는 ERPO 모드의 사용 위상의 기간(i)이며;
Bj는 재처리 법칙으로부터 산출되는 재처리 계수이고;
Tj는 ERPO 모드의 작동 주기 이후 공칭 전체 전력 작동 위상의 기간(j)이다.
조작자는 상기 공식을 사용하여 ERPO 모드의 연속 작동 위상 및 공칭 전체 전력에 따라 신용도(K)의 값의 한 사이클 동안의 증가량을 산출할 수 있다.
신용도(K)의 값이 낮을수록 조작자가 ERPO 모드를 사용할 가능성도 적다. 신용도(K)의 값이 제로인 경우, 조작자는 더이상 ERPO 모드 작동을 수행할 수 없으며 원자로를 공칭 전력으로만 조작하여야만 하며 또는 원자로를 정지시켜야 한다.
신용도(K)의 값을 증가시키기 위하여, 조작자는 특정 시간 동안 공칭 전체 전력으로 원자로를 작동시키는 방안을 선택할 수도 있다.
상기 공식의 설정, 특히 거의 2년여에 걸쳐 이루어진 계수(Ai 및 Bj)의 설정은 병렬 작동 프로세서에 대해 몇달 간의 주기로 수행되는 상당량의 계산 과정을 필요로 한다.
상기 계수(Ai 및 Bj)의 계산에 수반되는 복잡성을 고려하여, 신용도(K)의 값을 결정하는 것은 특정 원자로, 연료 집합체 및 제어에 대하여 일반적인 방식으로 수행되며, 다수의 주의를 필요로 하는 고려 사항의 도입을 필요로 한다.
따라서, 신용도(K)의 사용을 통해 원자로에서 안전한 작동을 보장할 수 있긴 하지만, 불행히도 작동성을 제한하는 문제가 있다.
본 발명의 목적은 원자로 코어의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하며 또한 안전한 작동을 보장하면서 원자로의 작동성을 증가시킬 수 있는 방법을 제공함으로써 전술한 바와 같은 문제를 해소하는 것이다.
이를 위해, 본 발명은 핵연료 집합체를 내포한 코어를 포함하며, 상기 각각의 핵연료 집합체는 핵연료가 피복재 내에 동봉되어 있는 핵연료 봉을 구비하는, 원자로의 동일 작동 사이클 동안의,
a) 원자로에 존재하는 센서에 의해 제공되는 측정값으로부터 상기 코어의 국부 전력의 3차원 분포를 산출하는 단계와;
b) 상기 산출된 국부 전력의 3차원 분포에 적용되는 적어도 한번의 전력의 우연한 과도적 발생을 시뮬레이션하는 단계와;
c) 상기 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 피복재의 파괴가 가장 잘 발생할 것 같은 적어도 하나의 봉을 열기계적 계산법을 사용하여 확인하는 단계; 그리고
d) 상기 확인 봉에 대하여 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 열기계적 계산법을 사용하여 결정하는 단계의 주기적인 실시를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법에 관한 것이다.
특정 실시예에 따르면, 상기 방법은 독립적으로 또는 기술적으로 가능한 조합에 따라 취할 수 있는 하나 이상의 후술하는 특징을 포함할 수도 있다. 이러한 후술하는 특징으로서,
상기 단계 c)는, c1) 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 각각의 봉의 피복재의 응력 상태를 나타내는 매개 변수의 최대 값을 산출하는 종속 단계를 포함하며;
- 상기 종속 단계 c1)에서는 문제의 봉의 피복재와 소결체 사이의 접촉 압력이 사전에 산출된 값으로부터 상관법 또는 보간법을 사용하여 산출되고;
- 상기 단계 a) 내지 d)는 한 달 미만의 시간 간격으로 주기적으로 수행되며;
- 상기 단계 a) 내지 d)는 한 주 미만의 시간 간격으로 수행되고;
- 상기 단계 a) 내지 d)는 하루 미만의 시간 간격으로 수행되며;
- 원자로는 가압수형 원자로이고; 그리고
- 상기 방법은, e) 상기 결정된 값을 사용하여 원자로의 작동을 명령 및/또는 제어하는 단계를 포함한다.
본 발명은 또한, 전술한 바와 같은 방법의 단계를 실시하기 위한 수단을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 시스템에 관한 것이다.
일 변형예에 따르면, 상기 시스템은 시스템에 의하여 실시되는 결정 방법의 단계를 수행하기 위한 적어도 하나의 프로그램이 저장되어 있는 저장 수단 및 적어도 하나의 프로세서를 포함한다.
본 발명은 또한, 전술한 바와 같은 방법의 단계를 실시하기 위한 지시 사항을 포함하는 컴퓨터 프로그램에 관한 것이다.
본 발명은 또한, 전술한 바와 같은 프로그램이 기록되어 있으며 프로세서에 사용될 수 있는 매체에 관한 것이다.
본 발명이 단지 예시로써 주어진 후술하는 설명을 첨부 도면을 참조하여 읽음으로써 보다 잘 이해될 것이다:
도 1은 가압수형 원자로의 개략도이며,
도 2는 도 1의 원자로의 코어의 연료 집합체의 개략적인 측면도이고,
도 3은 도 2의 집합체의 연료 봉의 개략적인 종단면도이며,
도 4는 도 1의 원자로에서 실시되는 방법의 순차적인 단계를 나타내는 순서도이다.
도 1에는 가압수형 원자로(1)가 개략적으로 도시되어 있으며, 이러한 원자로는 통상적으로,
- 코어(2)와;
- 증기 발생기(3)와;
- 전기 에너지 발생기(5)에 결합되는 터빈(4); 그리고
- 응축기(6)를 포함한다.
원자로(1)는 펌프(9)가 제공된 냉각 시스템(8)을 포함하며, 이러한 냉각 시스템 내에서는 가압수가 도 1의 화살표로 지시되어 있는 경로를 따라 유동한다. 가압수는 특히, 코어(2)에서 재가열되기 위하여 코어(2)를 관통하여 상향 이동함으로써, 코어(2)를 냉각시키는 역할을 한다.
상기 냉각 시스템(8)은 가압기(10)를 포함하여 냉각 시스템(8) 내부에서 유동하는 물이 가압될 수 있도록 되어 있다.
냉각 시스템(8)의 가압수는 또한 증기 발생기(3)에 공급되어, 증기 발생기(3)에서 냉각됨에 따라 이차 시스템(12)에서 유동하는 물의 증발이 이루어지도록 한다.
증기 발생기(3)에 의해 생성된 증기는 이차 시스템(12)에 의해 터빈(4)을 향해 도관을 따라 전달된 다음 다시 응축기(6)로 전달된다. 이에 따라, 증기는 응축기(6) 내에서 유동하는 냉각수와의 직접적인 열 교환을 통해 응축된다.
상기 이차 시스템(12)은 응축기(6)의 하류에 위치한 펌프(13)와 재가열 장치(14)를 포함한다.
또한, 통상적으로, 상기 코어(2)는 용기(vessel;18)에 충전되어 있는 핵연료 집합체(16)를 포함한다. 도 1에는 단일 집합체(16)가 도시되어 있지만, 코어(2)가 예를 들어, 157개의 집합체(16)를 포함할 수도 있다.
원자로(1)는 용기(18)의 내부에서 일부 집합체(16)의 상측에 배열되어 있는 제어 봉 클러스터(control rod cluster;20)를 포함한다. 도 1에는 단일 클러스터(20)가 도시되어 있지만, 코어(2)가 예를 들어, 대략 60개의 클러스터(20)를 포함할 수도 있다.
상기 제어 봉 클러스터(20)는 그 아래에 배치된 연료 집합체(16) 내로 삽입될 수 있도록 기구(22)에 의해 이동될 수도 있다.
통상적으로, 각각의 제어 봉 클러스터(20)는 하나 이상의 중성자 흡수 재료를 포함하는 봉으로 이루어져 있다.
이러한 구성으로, 각각의 제어 봉 클러스터(20)의 수직 이동에 의해 원자로(1)의 반응성을 조절할 수 있으며, 또한 코어(2)에 의해 제공되는 전체 전력(overall power;P)을 집합체(16) 내로의 제어 봉 클러스터(20)의 도입에 따라 제로 값으로부터 공칭 전력(PN)까지 변경할 수 있다.
일부 제어 봉 클러스터(20)는 코어(2)의 작동을, 예를 들어, 전력 또는 온도의 관점에서 제어하도록 되어 있어, 제어 봉 클러스터로 간주된다. 그외 다른 제어 봉 클러스터는 원자로(1)의 작동을 정지시키는 역할만을 하도록 되어 있어 정지(shutdown) 클러스터로 간주된다.
이러한 제어 봉 클러스터(20)는 그 유형 및 용도에 따라 그룹을 지어 조합되어 있다. 예를 들어, 900 MWe 유형의 원자로의 경우, 제어 봉 클러스터는 그룹(G1, G2, N1, N2, R, SA, SB, SC, SD)으로 나타내어질 수 있다.
원자로(1)는 또한, 원자로의 작동 매개 변수의 유효 값을 측정하기 위한 소정 개수의 센서, 특히 용기(18)의 유출구에서 냉각 시스템의 가압수의 평균 온도를 측정하기 위한 열전쌍(21A)과 용기(18)의 유입구에서 냉각 시스템의 가압수의 평균 온도를 측정하기 위한 열전쌍(21B)을 포함한다.
또한, 통상적으로, 원자로(1)는 중성자 선속(neutron flux)을 측정하기 위한 외부 챔버(21C)를 포함한다. 이 외부 챔버(21C)는 코어(2)의 용기(18)의 둘레에 배치되어 있다. 일반적으로 "코어 외부 챔버(ex-core chamber)"로 불리우는 이러한 챔버(21C)의 개수 및 위치는 원자로(1)의 모델에 따라 변한다.
또한, 통상적으로, 원자로(1)는 집합체(16)의 출구측에서 냉각 시스템의 가압수의 온도를 측정하기 위하여 코어(2)의 내부에서 집합체(16) 상측에 배열되는 열전쌍(21D)을 포함한다. 도 1에는 단일 챔버(21C)와 단일 센서(21D)가 도시되어 있다.
상기 코어 외부 챔버(21C)와 열전쌍(21D)은 코어의 국부 전력(local power)의 축방향 분포, 즉 수직 방향 분포 및 반경 방향 분포 모두에 관한 정보를 제공한다.
각종 센서, 특히 챔버(21C)와 열전쌍(21D)을 교정하기 위하여, 원자로는 또한 "코어 내부(in-core) 장비"로 간주되는 장비(도시하지 않음)를 포함한다. 이 장비는 일부 집합체(16)의 측정 궤도 내부에 삽입될 수 있도록 가요성 케이블의 단부에 고정되어 있는 이동 가능한 탐침을 포함한다. 이들 탐침은 각종 센서에 의해 측정되는 값을 탐침에 의해 수행되는 측정에 대해 상대적으로 재교정하며 이에 따라 원자로(1)의 각종 센서를 교정하기 위하여 규칙적으로 코어(2)의 내부로 삽입된다.
도 2에 도시된 바와 같이, 각각의 집합체(16)는 통상적으로 격자형 연료 봉(24)과 이들 봉(24)을 지지하기 위한 지지 뼈대(26)를 포함한다.
상기 뼈대(26)는 통상적으로, 바닥 노즐(28), 상부 노즐(30), 이들 두 개의 노즐(30, 28)을 연결하며 제어 봉 클러스터(20)의 봉을 수용하도록 되어 있는 안내관(31), 그리고 스페이서 격자판(spacer grid;32)을 포함한다.
도 3에 도시된 바와 같이, 각각의 연료 봉(24)은 통상적으로 하단이 하단 플러그(34)에 의해 폐쇄되어 있으며 상단이 상단 플러그(35)에 의해 폐쇄되어 있는 관 형태의 피복재(cladding;33)를 포함한다. 연료 봉(24)은 또한, 피복재(33) 내에 적층되어 있으며 하단 플러그(34)에 맞닿아 있는 일련의 소결체(pellet;36)를 포함한다. 유지 스프링(40)이 피복재(33)의 상부에 배치되어 상단 플러그(35)와 상부 소결체(36)에 지지되어 있다.
통상적으로, 소결체(36)는 산화 우라늄계이며, 피복재(33)는 지르코늄 합금으로 이루어진다.
도 3에는 생산 단계 이후 광 조사 단계 이전 상태에 대응하는 연료 봉(24)이 도시되어 있으며, 소결체(36)와 피복재(33) 사이에는 반경 방향 간극(J)이 있다. 이에 대해서는 도 3의 확대 원 부분에 보다 구체적으로 도시되어 있다.
상기 간극(J)은 연료 봉의 처리 및 재처리 동안에는 폐쇄되어 있으며 연료 봉이 탈처리(deprocessing)되는 동안에는 개방되어 있다.
도 1에 도시된 바와 같이, 원자로(1)는 또한, 원자로(1)의 작동성을 나타내는 매개 변수를 결정하기 위한 데이터 처리 시스템(40)을 포함한다. 이 시스템(40)은 예를 들어, 원자로(1)의 작동을 명령 및 제어하기 위한 보다 일반적으로 사용되는 시스템이다.
상기 시스템(40)은 예를 들어, 하나 이상의 프로세서(들)를 포함하는 데이터 처리 유닛(42)과, 데이터 저장 수단(44)과, 입출력 수단(46) 그리고 선택적으로 표시 수단(48)을 포함한다. 상기 저장 수단(44)은 예를 들어, 하나 이상의 메모리를 포함하며, 후술하는 바와 같은 단계를 수행하기 위하여 하나 이상의 컴퓨터 프로그램(들)을 저장하고 있다.
상기 시스템(40)은 센서(21A 내지 21D)를 포함하는, 원자로(1)의 작동 매개 변수를 측정하기 위한 상이한 여러 센서에 연결되어 있다.
이하에 주어진 예에서, 상기 시스템(40)에 의해 산출되는 원자로(1)의 작동성을 측정하기 위한 매개 변수는 이하의 수학식에 의해 정의되는 매개 변수(Δ)이다.
Figure pct00002
여기서, σθ는 피복재(33)의 원주 방향 및 수직 응력이며;
σｒ는 동일 피복재(33)의 반경 방향 및 수직 응력이고;
(σθ-σｒ)sup는 코어(2)의 봉(24)으로부터 구한 (σθ-σｒ)의 값 중 가장 큰 값이며;
(σθ-σｒ)lim은 이 값을 초과하는 경우 피복재(33)가 파단되는 (σθ-σｒ)의 한계 값이다.
상기 한계 값은 예를 들어, 특허 출원 제EP-1 556 870호에 개시된 바와 같이 결정된 값이다.
이하에는, 상기 값(Δ)을 결정하기 위하여 시스템(40)이 사용하는 방법이 도 4의 순서도를 참조하여 설명되어 있다.
상기 방법은 원자로(1)의 작동 사이클 동안의 단계(50, 52, 54, 56)를 포함하는 반복 실행 가능한 일군의 명령, 즉 루프(loop)의 규칙적인 실행을 포함한다. 이러한 루프를 수행하기 위한 시간 간격(time step)은 한 달, 한 주 또는 심지어 하루 미만일 수도 있다.
제1 단계(50)에서, 시스템(40)은 문제의 시간 간격으로 코어(2)의 국부 전력의 3차원 분포를 산출한다.
보다 구체적으로 설명하자면, 코어(2) 내부의 국부 전력의 3차원 분포의 일차적인 어림 산출은 중성자 산출 소프트웨어에 의해 수행된다. 사용된 중성자 산출 소프트웨어는 통상의 소프트웨어로서, 예를 들어, 아레바 앤피(AREVA NP)사의 소프트웨어 스마트(SMART)(등록 상표명)일 수도 있다.
이러한 어림 산출은 예를 들어,
- 코어(2)의 충전 특성, 즉 코어(2)에 존재하는 집합체(16)의 배열 및 특성, 예를 들어, 저장 수단(44)에 저장된 특성과;
- 예를 들어, 열전쌍(21A, 21B)에 의해 제공되는 측정치를 사용하여 시스템(40)에 의해 통상의 방식으로 설정되는 코어(2)의 평균 열 전력과;
- 열전쌍(21B)에 의해 측정되는 용기(18)의 유입구에서의 가압수의 평균 온도와;
- 저장 수단(44)에 저장된 제어 봉 클러스터(20)의 기준 위치와;
- 루프의 단계(50, 52, 54, 56)의 이전의 실시 동안 결정되는 국부 전력의 분포에 따라 제공된다.
이어서, 상기 일차적인 어림 산출의 결과값은 챔버(21C)와 열전쌍(21D)에 의해 측정되는 유효 값으로 인해 전술한 방식으로 산출된 값을 조절함으로써 정제된다.
후속 정제 절차를 거치게 되는 이러한 어림 산출의 사용은 상기 값(Δ)을 결정하기 위한 방법의 실시 주기에 적합한 시간에 대한 코어(2) 내부의 국부 전력의 3차원 분포의 양호한 표현을 가능하게 한다.
그 후, 단계(52)에서, 시스템(40)은 예를 들어, 전술한 중성자 산출 소프트웨어를 사용하여 전체 전력의 과도적 발생(transient occurrence)을 시뮬레이션한다.
바람직하게는, 상기와 같은 시뮬레이션된 과도적 발생은 코어(2) 내부에서의 전력의 가장 현저하면서도 급격한 변화를 야기하는 커테고리로 간주되는 우연한 과도적 발생이다.
이러한 과도적 발생은, 예를 들어,
- 과도한 충전량 증가와;
- 원자로(1)에 전력이 인가된 상태에서의 그룹을 이루고 있는 제어 봉 클러스터(20)의 비제어 방식의 후진 이동, 그리고
- 제어 봉 클러스터(들)(20)의 하강 이동일 수도 있다.
과도한 충전량 증가는 증기 발생기(3)에서의 증기 유량의 급격한 증가에 대응한다. 이러한 증가는 코어(2)의 열 전력과 증기 발생기(3)의 충전량 사이의 불균형을 야기한다. 이러한 불균형은 또한, 냉각 시스템(8)의 냉각 작용을 야기한다. 제어 봉 클러스터(20)에 의해 이루어지는 코어(2) 내부의 평균 온도의 완화 및/또는 조절 효과로 인해, 코어(2) 내부의 반응성 및 이에 따라 핵 중성자속(nuclear flux)이 증가한다. 이러한 방식으로, 코어(2)에 의해 제공되는 전체 전력(P)이 급격하게 증가한다.
이러한 과도적 발생을 시뮬레이션하기 위하여, 증기 발생기(3) 내부의 증기의 유량을 최초 값으로부터 이차 시스템(12)의 특성이 허용하는 최대 값까지 증가시키는 방안이 고려된다. 이러한 증가는 또한, 가압기(10)의 저압에 의해 원자로가 자동으로 정지하는 것을 방지하기 위하여 시험된 전력 레벨에 맞춰 충분히 천천히 이루어진다.
원자로가 작동하는 경우 그룹을 이루고 있는 제어 봉 클러스터(20)를 비제어 방식으로 제거함으로써 비제어 조건 하에서의 반응성 증가가 야기된다. 결과적으로, 코어(2) 내부의 열 유량(heat flux) 및 전체 핵 전력(P)의 급격한 증가가 초래된다. 이차 시스템(12)의 릴리프 밸브(relief valve) 또는 안전 밸브가 개방될 때까지 증기 발생기(3)에서의 열 소산이 냉각 시스템(8)에서 방출되는 전력보다 덜 빠르게 증가한다. 결과적으로, 냉각 시스템(8)의 가압수의 온도 및 압력이 증가한다. 이러한 과도적 발생을 시뮬레이션하기 위하여, 전력 발생 그룹, 즉 제어 봉 클러스터를 완전히 제거될 때까지 최대 72steps/min의 속도로 제거하는 것으로 가정하기로 한다.
하나 이상의 제어 봉 클러스터(20)가 코어 내로 하강하면, 코어(2) 내부의 전체 전력(P) 및 반응성이 즉시 감소한다. 보호 작용 없이 이러한 방식으로 냉각 시스템(8)과 이차 시스템(12) 사이에 야기되는 불균형은, 냉각 시스템(8)과 이차 시스템(12)의 사이에 새로운 평형 상태가 달성될 때까지, 역반응 및 온도 제어의 결과 코어(2)에 주입되는 물의 온도 감소 및 중성자 전력의 증가를 야기한다. 하강한 제어 봉 클러스터(들)(20)가 존재함으로 인해 전력의 반경 방향 분포가 변형되는 반면, 이러한 제어 봉 클러스터 그룹을 제거할 경우에는 전력의 축방향 분포가 수정된다.
그 후, 단계(54) 동안, 시스템(40)은 단계(52) 동안 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 최대 응력이 가해지는 봉(24)을 결정한다.
이러한 결정은 분류 소프트웨어를 사용하여 수행된다.
보다 구체적으로 설명하자면, 단계(54) 동안 각각의 봉(24)의 피복재(33) 내에서의 응력 상태를 나타내는 매개 변수의 값, 예를 들어, 값(σθ-σｒ)이 산출된다.
설명되고 있는 예에서, 응력 상태를 나타내는 매개 변수와 반응로의 작동성을 나타내는 매개 변수는 동일한 물리적 매개 변수 차이(σθ-σｒ)에 따라 결정된다. 그러나, 이것은 필수 조건은 아니며, 상기 두 개의 매개 변수가 서로 상이하지만 상호 연관성이 있는 물리적 변수 또는 이들 물리적 변수의 함수에 따라 결정될 수도 있다.
상기 산출은 예를 들어, 각각의 봉(24)에 대해 전체 처리 및/또는 탈처리 기간 및 각각의 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생을 전제로 후술하는 종속 단계를 포함하는 루프를 반복하는 방식으로 수행된다. 여기서, 상기 종속 단계는,
- 루프의 이전의 실시 동안 결정되는 값(σθ-σｒ)에 따라 봉(24)의 피복재(33) 및 소결체(36)의 새로운 치수값을 산출하는 단계와;
- 새로운 시간 간격 동안 방출되는 핵분열 기체의 몰수를 산출하는 단계와;
- 새로운 시간 간격 동안 피복재(33) 내부에서 발생한 압력 증가를 산출하는 단계와;
- 새로운 치수값으로부터 초래하는 피복재(33)와 소결체(36) 사이의 접촉 압력, 특히 새로운 시간 간격 동안 봉(24)의 핵연료의 연소율 및 선형 전력 밀도의 성장을 산출하는 단계; 그리고
- 산출된 새로운 접촉 압력 값, 산출된 내부 압력 값 및 산출된 새로운 치수값에 따라 새로운 값(σθ-σｒ)을 산출하는 단계를 포함한다.
방출된 핵분열 기체의 몰수, 내부 압력 및 접촉 압력에 관한 산출은 대응 방정식의 명쾌한 풀이에 의해 수행되는 것이 아니라, 상관법(correlation)을 사용하여 수행된다.
보다 구체적으로 설명하자면, 상관법은 알려진 조건값(선형 전력 및도, 연소율 등)에 대한 동일한 공지의 변수 값에 따라 문제의 변수 값이 결정될 수 있도록 사용된다. 이러한 공지의 변수 값은 예를 들어, 열기계적 계산 소프트웨어로 구축되는 데이터베이스로부터 비롯된 값이다. 상기 열기계적 계산 소프트웨어는 통상의 소프트웨어로서, 예를 들어, 아레바 앤피(AREVA NP)사의 소프트웨어 코퍼닉(COPERNIC)(등록 상품명)일 수도 있다.
단계(54)에 사용된 분류 소프트웨어는 바람직하게는 동일 열기계적 계산 소프트웨어의 단순화된 버전이다.
단계(52, 54)를 실시하기 위하여 동일 모델에 근거한 소프트웨어를 사용함으로써, 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법의 확실성 및 신뢰성이 보장될 수 있다.
명쾌한 계산값이 아닌 상관법의 사용에 의해, 값(Δ)을 결정하기 위한 방법의 실시 시간 간격에 적합한 보다 짧은 시간 주기로 필요한 계산이 수행될 수 있다. 변형예로서, 상관법이 아닌 보간법(interpolation)이 사용될 수도 있다.
루프의 단계(54)를 수행한 이후, 각각의 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생에 대하여, 각각의 봉(24)에서 얻어지는 값(σθ-σｒ) 중 최대 값(σθ-σｒ)max을 대략적으로 산출하는 방안이 공지되어 있다.
상기 최대 값에 기초하여, 시스템(40)은 전력의 과도적 발생 동안 최대 응력을 받는 봉(24)을 확인할 수 있다.
이후, 단계(56)에서, 시스템(40)은 이전의 단계(54) 동안 확인된 최대 응력을 받는 봉(24)에 대한 완벽한 열기계적 계산을 수행한다.
이러한 계산은 통상의 유형의 열기계적 계산 소프트웨어, 예를 들어, 아레바 앤피(AREVA NP)사의 소프트웨어 코퍼닉(COPERNIC)을 사용하여 수행된다.
전술한 바와 같은 완벽한 열기계적 계산에 의해, (σθ-σｒ)sup의 값이 결정될 수 있으며 이에 따라 값(Δ)의 유효 값이 결정될 수 있다. 이러한 유효 값은 특히, 예를 들어 표시 수단(48)을 사용하여 원자로(1)의 충전시 조작자에게 제공될 수 있다.
이에 따라, 조작자는 그가 반응로를 ERPO 모드로 조작할 수 있는 범위를 또는 반응로를 공칭 전체 전력(PN)으로 조작하여야만 하는지를 알 수 있는 위치에 있게 된다.
동일한 방식으로, 시스템(40)은 전술한 방법을 사용하여 산출된 값(Δ)의 유효 값을 반응로(1) 내부에서, 예를 들어, 전체 전력의 증가, 원자로(1)의 정지, 경보음의 발생과 같은 일부 작동의 자동적인 실시를 개시하기 위하여 사용할 수도 있다.
따라서, 결정된 값(Δ)은 원자로(1)의 작동을 명령 및/또는 제어하도록 사용된다.
전술한 바와 같이, 단계(50, 52, 54, 56)는 코어의 작동 사이클 동안 규칙적으로 반복되어, 값(Δ)이 갱신될 수 있도록 되어 있다.
이러한 값(Δ)의 산출이 거의 실시간으로 이루어짐에 따라, 현재까지 사용되어온 주의를 필요로 하는 고려 사항들이 신용도(K)의 산출에 더 이상 필요하지 않게 되어, 작동성의 관점에서 뿐만 아니라 원자로의 안전한 작동의 보장 측면에서 이득이다.
일반적으로, 전술한 방법은 값(Δ)보다는 작동성을 나타내는 기타 다른 매개 변수의 값을 산출하도록 사용될 수 있다.
이러한 매개 변수는 변형 에너지의 밀도 또는 원주 방향 및 수직 응력(σθ)에만 기초할 수 있으며, 또한 신용도(K)일 수도 있다.
전술한 원리는 가압수형 원자로가 아닌 다른 유형의 원자로, 예를 들어, 비등수형 원자로(boiling water reactor)에 사용될 수도 있다.
일부 변형예에 있어서, 단계(50)는 전술한 바를 제외한 기타 다른 계산에 사용될 수도 있다.
또한, 일부 변형예에 있어서, 단계(52) 동안 한 번의 전력 과도적 발생이 시뮬레이션된다. 동일한 방식으로, 시뮬레이션된 과도적 발생(들)은 국부 전력 또는 전체 전력의 과도적 발생일 수도 있다.
또한, 일부 변형예에 있어서, 단계(52)는 전술한 바와 상이한 루프를 포함할 수도 있다. 동일한 방식으로, 상관법 및 보간법이 봉(24)의 피복재(33)와 소결체(36) 사이의 접촉 압력을 결정하도록만 사용될 수도 있다.
기타 다른 변형예에 있어서, 단계(54) 동안 최대 응력을 받는 단일 봉을 확인할 수 있으며, 상기 단계(54)는 이러한 단일 봉에 대해 실시된다.

Claims (12)

  1. 핵연료 집합체(16)를 내포한 코어를 포함하며, 상기 각각의 핵연료 집합체(16)는 핵연료가 피복재(33) 내에 동봉되어 있는 핵연료 봉(24)을 구비하는, 원자로의 동일 작동 사이클 동안,
    a) 원자로(1)에 존재하는 센서(21A 내지 21D)에 의해 제공되는 측정값으로부터 상기 코어(2)의 국부 전력의 3차원 분포를 산출하는 단계와;
    b) 상기 산출된 국부 전력의 3차원 분포에 적용되는 적어도 한번의 전력의 우연한 과도적 발생을 시뮬레이션하는 단계와;
    c) 상기 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 피복재(33)의 파괴가 가장 잘 발생할 것 같은 적어도 하나의 봉(24)을 열기계적 계산법을 사용하여 확인하는 단계; 그리고
    d) 상기 확인 봉에 대하여 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 열기계적 계산법을 사용하여 결정하는 단계의 주기적인 실시를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 단계 c)는 c1) 시뮬레이션된 전력의 과도적 발생 동안 각각의 봉(24)의 피복재(33)의 응력 상태를 나타내는 매개 변수의 최대 값을 산출하는 종속 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  3. 제2항에 있어서, 상기 종속 단계 c1)에서는 문제의 봉의 피복재(33)와 소결체(36) 사이의 접촉 압력이 사전에 산출된 값으로부터 상관법 또는 보간법을 사용하여 산출되는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  4. 제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 단계 a) 내지 d)는 한 달 미만의 시간 간격으로 주기적으로 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  5. 제4항에 있어서, 상기 단계 a) 내지 d)는 한 주 미만의 시간 간격으로 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  6. 제5항에 있어서, 상기 단계 a) 내지 d)는 하루 미만의 시간 간격으로 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  7. 제1항 내지 제6항 중 어느 한 항에 있어서, 원자로는 가압수형 원자로인 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  8. 제1항 내지 제7항 중 어느 한 항에 있어서, e) 상기 결정된 값을 사용하여 원자로의 작동을 명령 및/또는 제어하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법.
  9. 청구항 1 내지 청구항 8 중 어느 한 항에 따른 방법의 단계를 실시하기 위한 수단(42, 44, 46, 48)을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 시스템(40).
  10. 제9항에 있어서, 시스템에 의하여 실시되는 결정 방법의 단계를 수행하기 위한 적어도 하나의 프로그램이 저장되어 있는 저장 수단(44) 및 적어도 하나의 프로세서(42)를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 시스템.
  11. 청구항 1 내지 청구항 8 중 어느 한 항에 따른 방법의 단계를 수행하기 위한 지시 사항을 포함하는 것을 특징으로 하는 컴퓨터 프로그램.
  12. 청구항 11에 따른 프로그램이 기록되어 있으며 프로세서에 사용될 수 있는 것을 특징으로 하는 매체.
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