KR20160055020A - Accident recovery method by data standardization processor and real-time control analyzer, and accident recovery apparatus - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명의 실시예들은 원자력 발전소에서 발생되는 사고를 회복하는 방법 및 이를 이용하는 사고 회복 장치에 관한 것이다.Embodiments of the present invention relate to a method for recovering an accident occurring in a nuclear power plant and an accident recovery apparatus using the same.
원자력 발전소와 같은 중요한 설비일수록 사고 발생을 빠르게 감지하고 이에 대응하는 조치를 수행하는 것이 중요하다. 이를 위하여 원자력 발전소에서는 제어기와 절차서(procedure)가 사용된다.It is important that critical facilities such as nuclear power plants detect the occurrence of an accident more quickly and take corrective action. For this purpose, controllers and procedures are used in nuclear power plants.
종래의 제어기는 원자로용기압력, 원자로용기온도 등의 입력자료를 기반으로 제한사고 시나리오에 정의된 제한 초기 운전조건 및 초기사건에 대하여, 사고의 최적 복구 및 완화를 위하여 요구되는 관련 비상운전절차서의 주요 운전원 조치를 모델링한다.Conventional controllers are based on input data such as reactor vessel pressure, reactor vessel temperature, etc. For the limited initial operating conditions and initial events defined in the limited accident scenario, the main controller of the relevant emergency operating procedure Model operator actions.
비상운전절차서는 징후지향적 절차서로서 사고 시 원자력 발전소의 필수안전기능을 감시하는데 사용되며, 원자력 발전소의 안전기능이 상실될 경우 우선적으로 안전기능의 회복을 위하여 요구되는 운전원 조치를 수행하기 위한 것이다. 비상운전사고 발생 시 운전원은 원자로 냉각재 펌프를 정지시키고, 가압기의 전열기를 소등해야 한다. 또한, 운전원은 보조급수 유량을 점검하여 조건에 따라 안전주입 계통을 작동시키고 주증기 격리밸브를 닫기까지 일련의 조치를 취하게 된다. 이후의 절차서 조치들은 보조급수 복구 여부에 따라서 증기발생기에 의한 냉각의 경우와 일방관류냉각운전을 해야 한다.Emergency operating procedures are symptomatic procedures that are used to monitor the essential safety functions of nuclear power plants at the time of accident and to perform operator actions that are required for the recovery of safety functions in the event that the safety function of a nuclear power plant is lost. In case of an emergency driving accident, the operator shall stop the reactor coolant pump and turn off the electric heater of the pressurizer. In addition, the operator will check the auxiliary feedwater flow rate, operate the safety infusion system according to the conditions, and take a series of actions until the main steam isolation valve is closed. The subsequent procedural steps should be followed by either a steam generator cooling or a one-way flow cooling operation, depending on whether the auxiliary water supply is restored.
원자력 발전소의 필수안전기능이 상실되는 사고로는 노심손상을 유발하는 사고와 안전기능의 상실을 유발하는 사고가 있다. 이러한 사고에 의해 노심이 손상되는 것을 방지하기 위해서는 사고를 조기에 감지할 수 있는 데이터 실시간 분석 능력과 운전원 조치를 최적화하는 것이 요구된다.Accidents in which critical safety functions of a nuclear power plant are lost include accidents that cause core damage and accidents that cause loss of safety functions. In order to prevent damage to the core by such an accident, it is necessary to optimize the real-time data analysis ability and operator measures to detect the accident early.
본 발명의 기술적 과제는 증기발생기 완전급수 상실사고 등과 같은 원자력 발전소의 사고에 신속하게 대응할 수 있으며 원자로 노출 및 손상을 완화할 수 있는 데이터 정형화 처리기 및 실시간 제어 분석기를 이용한 사고 회복 방법 및 사고 회복 장치를 제공함에 있다.The present invention relates to an accident recovery method and an accident recovery apparatus using a data formatting processor and a real-time control analyzer capable of quickly responding to an accident of a nuclear power plant such as a steam generator full water loss accident, .
본 발명의 일 양태에 따르면, 사고 회복 장치는 원자력 발전소의 운전변수에 관한 데이터를 취득하는 자료 취득부, 상기 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성하는 데이터 정형화 처리부, 상기 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하고 데이터베이스에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위한 운전원 조치 사항을 모델링하는 데이터 처리부, 및 상기 운전변수에 대해 정량화된 과도거동과 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출하는 실시간 제어 분석부를 포함할 수 있다.According to one aspect of the present invention, there is provided an accident recovery apparatus comprising: a data acquisition unit for acquiring data on operation parameters of a nuclear power plant; a data formatting processor for generating a standardized signal by formatting data on the operation variable; A data processor for generating information on the leakage rate and modeling the operator action items for the accident recovery based on the information stored in the database and the leakage rate information, Based on the information on the leak rate, it is possible to predict the occurrence time of the core damage by analyzing the selected scenario among the scenarios for each accident, to confirm the validity of the operator action items corresponding to the selected scenario, And a real-time control analysis unit.
일측에 따르면, 상기 데이터 정형화 처리부는 원자로 집수조의 수위, 집수조 펌프의 작동 횟수, 상기 집수조 펌프의 작동 시간 중 적어도 하나를 측정하여 원자로 냉각재 계통의 누설을 감시하는 방출 유량 감시기, 원자로 공기냉각기의 집수조에서 공기 냉각재 응축수의 수위 변화를 측정하고 상기 원자로 공기냉각기의 배수 배관에서의 유량을 측정하여 공기 중 방사능 누설을 감지하는 입자 방사능 감시기, 상기 원자로 집수조의 수위 변화를 감시하여 원자로 냉각재의 재고량 변화를 감시하는 재고량 평형 감시기, 원자로의 온도를 감시하여 누설을 감지하는 온도 감시기, 상기 원자로의 습도를 감시하여 누설을 감지하는 습도 감시기 및 상기 원자로의 냉각 상태를 감시하여 누설을 감지하는 과냉각도 감시기를 포함할 수 있다.According to one aspect of the present invention, the data formatting processor includes a discharge flow rate monitor for measuring at least one of a water level of the reactor water collecting tank, an operation frequency of the water collecting tank pump, and an operation time of the water collecting tank pump to monitor leakage of the reactor coolant system, A particle radiation monitor for measuring a change in the level of the condensed water of the air cooler and measuring a flow rate of the air in the discharge piping of the reactor air cooler to detect a leakage of air in the air, a monitoring of a change in the stock amount of the reactor coolant by monitoring a change in the water level of the reactor water collecting tank A temperature monitor for monitoring leakage of the reactor by monitoring the temperature of the reactor, a humidity monitor for monitoring leakage of the reactor by monitoring the humidity of the reactor, and a supercooling degree monitor for monitoring the cooling state of the reactor to detect leakage have.
다른 측면에 따르면, 상기 데이터 정형화 처리부는 상기 방출 유량 감시기, 입자 방사능 감시기, 상기 재고량 평형 감시기, 상기 습도 감시기, 상기 온도 감시기 및 상기 과냉각도 감시기에 각각 연결되어 각 감시기로부터 출력되는 계측 신호를 증폭시키는 복수개의 진지상 제어기를 포함할 수 있다.According to another aspect of the present invention, the data formatting processor is connected to the discharge flow rate monitor, the particle radiation monitor, the inventory balance monitor, the humidity monitor, the temperature monitor, and the supercooling angle monitor to amplify a measurement signal output from each monitor And may include a plurality of true-point controllers.
또 다른 측면에 따르면, 상기 데이터 정형화 처리부는 상기 진지상 제어기에 의해 증폭된 계측 신호를 선형화함으로써 상기 정형화된 신호를 생성할 수 있다.According to another aspect of the present invention, the data formatting processor may generate the formatted signal by linearizing the measurement signal amplified by the DSP controller.
또 다른 측면에 따르면, 상기 데이터 정형화 처리부는 상기 각각의 진지상 제어기로부터 출력되는 신호 중 적어도 하나를 선택하는 출력 선택기를 포함할 수 있다.According to another aspect, the data formatting processing unit may include an output selector for selecting at least one of the signals output from the respective near-field controllers.
또 다른 측면에 따르면, 상기 데이터 실시간 제어 분석기는 외란을 제거하기 위한 지연 제거기를 포함할 수 있다.According to another aspect, the data real-time control analyzer may include a delay eliminator for eliminating disturbance.
또 다른 측면에 따르면, 상기 운전원 조치 사항은 비상운전절차서에 포함될 수 있다.According to another aspect, the operator action items may be included in the emergency driving procedure.
또 다른 측면에 따르면, 상기 데이터 실시간 제어 분석기는 상기 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가할 수 있다.According to another aspect, the data real-time control analyzer can evaluate the validity of an accident diagnostic procedure for entering each of the emergency operation procedures.
또 다른 측면에 따르면, 상기 데이터베이스는 상기 원자력 발전소의 운전변수에 대한 정보, 상기 원자력 발전소에 대한 설계 자료 및 절차서 관련 정보를 포함할 수 있다.According to another aspect, the database may include information on operating parameters of the nuclear power plant, design data on the nuclear power plant, and information related to the procedure.
또 다른 측면에 따르면, 상기 도출된 최적화된 조치 사항을 출력하는 출력부를 더 포함할 수 있다.According to another aspect, the apparatus may further include an output unit outputting the derived optimized action items.
본 발명의 다른 양태에 따르면, 원자력 발전소에서의 사고 회복 방법은 상기 원자력 발전소의 운전변수에 관한 데이터를 취득하는 단계, 상기 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성하는 단계, 상기 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하는 단계, 데이터베이스에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위한 운전원 조치 사항을 모델링하는 단계 및 상기 운전변수에 대해 정량화된 과도거동과 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출하는 단계를 포함할 수 있다.According to another aspect of the present invention, there is provided a method of recovering an accident at a nuclear power plant, comprising the steps of: acquiring data relating to an operating parameter of the nuclear power plant; generating a standardized signal by formulating data relating to the operating variable; Modeling the operator action items for accident recovery based on information stored in the database and information on the leakage rate, quantifying the measured values of the leak rate by quantifying the signal, Based on the information on the leakage rate, it is possible to predict the occurrence time of the core damage by analyzing the selected scenario among the scenarios for each accident, to check the validity of the operator action items corresponding to the selected scenario, And a step of deriving the output signal.
미세한 누설의 변화량을 감지할 수 있기 때문에 감지 민감도가 뛰어나고 누설 발생을 보다 정확하게 감지할 수 있다.Since it can detect minute changes of leakage, it is excellent in detection sensitivity and can more accurately detect the occurrence of leakage.
미세한 누설의 변화를 감지함으로써 파이프계통의 구조적인 고장에 대비하여 상당한 여유도(margin)을 가질 수 있을 뿐만 아니라, 운전원이 누설에 효과적으로 대응할 수 있기 때문에 원자로 냉각재 압력 경계 건전성을 유지할 수 있다.Sensing changes in minute leaks not only provides a significant margin against structural failures in the piping system, but also allows reactor coolant pressure boundary integrity to be maintained, as operators can effectively respond to leaks.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 사고 회복 장치를 나타내는 블록도이다.
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 데이터 정형화 처리부를 나타내는 블록도이다.
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 실시간 제어 분석부의 동작을 나타내는 흐름도이다.
도 4는 본 발명의 일실시예에 따른 사고 회복 방법을 나타내는 흐름도이다.1 is a block diagram illustrating an accident recovery device according to an embodiment of the present invention.
2 is a block diagram illustrating a data formatting processor according to an embodiment of the present invention.
3 is a flowchart illustrating an operation of a real-time control analysis unit according to an embodiment of the present invention.
4 is a flowchart illustrating an accident recovery method according to an embodiment of the present invention.
아래에서는 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 그러나 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 그리고 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 유사한 부분에 대해서는 유사한 도면 부호를 붙였다.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings so that those skilled in the art can easily carry out the present invention. The present invention may, however, be embodied in many different forms and should not be construed as limited to the embodiments set forth herein. In order to clearly illustrate the present invention, parts not related to the description are omitted, and similar parts are denoted by like reference characters throughout the specification.
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. 또한, 명세서에 기재된 "~부" 등의 용어는 적어도 하나의 기능이나 동작을 처리하는 단위를 의미하며, 이는 하드웨어(hardware)나 소프트웨어(software) 또는 하드웨어 및 소프트웨어의 결합으로 구현될 수 있다.Throughout the specification, when an element is referred to as "comprising ", it means that it can include other elements as well, without excluding other elements unless specifically stated otherwise. In addition, the term "to" or the like in the specification refers to a unit for processing at least one function or operation, and may be implemented by hardware, software, or a combination of hardware and software.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 사고 회복 장치를 나타내는 블록도이다.1 is a block diagram illustrating an accident recovery device according to an embodiment of the present invention.
도 1을 참조하면, 본 발명에 다른 사고 회복 장치는 자료 취득부(110), 데이터 정형화 처리부(120), 데이터 처리부(130), 데이터베이스(140), 데이터 실시간 제어 분석부(150), 출력부(160) 및 절차서 처리부(170)를 포함할 수 있다.1, an accident recovery apparatus according to the present invention includes a
자료 취득부(110)는 원자력 발전소의 운전변수에 관한 데이터(자료)를 취득한다.The
데이터 정형화 처리부(120)는 자료 취득부(110)에서 취득된 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성한다. 일 예로, 데이터 정형화 처리부(120)는 입력 신호를 제어 기기의 특성에 따라 임의의 정형화된 신호로 변환할 수 있다.The data
또한, 데이터 정형화 처리부(120)는 운전변수의 변화를 감시하여 누설(leakage)을 감지할 수 있다. 이를 위하여 일 예로, 데이터 정형화 처리부(120)는 방출 유량 감시기, 입자 방사능 감시기, 재고량 평형 감시기, 온도 감시기, 습도 감시기, 과냉각도 감시기 등을 포함할 수 있다.In addition, the data
또한, 데이터 정형화 처리부(120)는 데이터를 미리 예측이 가능하도록 하기 위하여 진지상 제어기(lead-lag controller)를 포함할 수 있다. 상기 진지상 제어기는 상기 방출 유량 감시기, 입자 방사능 감시기, 상기 재고량 평형 감시기, 상기 습도 감시기, 상기 온도 감시기 및 상기 과냉각도 감시기에 각각 연결되어 각 감시기로부터 출력되는 계측 신호를 증폭시킬 수 있다. 데이터 정형화 처리부(120)는 진지상 제어기에 의해 증폭된 계측 신호를 선형화(linearization)함으로써 정형화된 신호를 생성할 수 있다. 또한, 데이터 정형화 처리부(120)는 각 진지상 제어기로부터 출력되는 신호 중 적어도 하나를 선택하기 위하여 출력 선택기를 포함할 수 있다.In addition, the
데이터 처리부(130)는 데이터의 일반적인 처리를 위한 것으로, 데이터 정형화 처리부(120)에서 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하고, 데이터베이스(140)에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위해 요구되는 관련 비상운전절차서의 주요 운전원 조치 사항을 모델링할 수 있다. 상기 진지상 제어기는 필요에 따라 데이터 처리부(130)에 포함될 수도 있다.The
데이터베이스(140)는 상기 원자력 발전소의 운전변수에 대한 정보, 상기 원자력 발전소에 대한 설계 자료 및 절차서에 관련된 기본 정보를 포함할 수 있다.The
실시간 제어 분석부(150)는 원자력 발전소의 운전변수에 대해 정량화된 과도거동(transient behavior)과 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출한다. 또한, 데이터 실시간 제어 분석기(150)는 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가할 수 있다. 또한, 실시간 제어 분석부(150)는 외란(disturbance)을 제거하기 위한 지연 제어기(lag controller)를 포함할 수 있다.The real-time control and
일 예로, 실시간 제어 분석부(150)는 초기사건에 대한 최적 사고해석을 통하여 주요 운전원 조치에 따른 계통의 최적 과도거동을 생성할 수 있다. 그리고, 최적 과도거동의 분석 및 평가를 통하여 기존 비상운전절차서에 제시된 주요 운전원 조치의 타당성 및 유효성을 검증할 수 있으며, 비상운전절차서를 참조하여 운전원 조치 사항을 생성할 수 있다.For example, the real-time control and
출력부(160)는 데이터 실시간 제어 분석부(150)로부터의 신호 분석결과를 운전원에게 보여주기 위한 것으로, 실시간으로 도출된 최적화된 조치 사항을 출력할 수 있다.The
절차서 처리부(170)는 원자력 발전소의 문서인 사고별 절차서를 단계별로 처리한다.The procedure
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 데이터 정형화 처리부를 나타내는 블록도이다. 이하, 도 2를 참조하여 본 발명에 따른 데이터 정형화 처리부의 입력 데이터 정형화를 통한 제어 방법과 이를 이용한 누설 감지 방법에 대해 상세히 설명한다.2 is a block diagram illustrating a data formatting processor according to an embodiment of the present invention. Hereinafter, a method for controlling input data through the data formatting processor according to the present invention and a method for detecting leakage using the same will be described in detail with reference to FIG.
본 발명에 따른 데이터 정형화 처리부는 탱크나 집수조의 수위 또는 유량, 공기 중 입자형 방사능, 공기 중 기체 방사능, 원자로건물 대기 습도, 원자로건물 대기 압력과 온도, 공기 냉각기로부터의 응축수 유량을 기반으로 원자로건물에 누설이 생겼음을 지시하고 누설률로 정량화할 수 있다. 온도와 압력의 정확성은 원자로건물의 체적과 위치에 영향을 받는다. 공기 중 기체 방사능 감시는 응답시간과 원자로건물의 체적과 자연 방사능 준위에 영향을 고려하여 측정한 결과를 기반으로 확인누설이 얼마인지 정량화하여 사용할 수 있다.The data formatting processing unit according to the present invention is a data formatting processing unit according to the present invention is a data formatting processing unit based on a water level or a flow rate of a tank or a collecting tank, a particle type radioactivity in the air, a gaseous radiation in the air, It is possible to quantify the leakage rate. The accuracy of temperature and pressure is influenced by the volume and location of the reactor building. Airborne gaseous radiation monitoring can be used to quantify the amount of confirmation leakage based on the results of measurements taking into account the response time, the volume of the reactor building, and the impact on the natural radiation level.
이를 위하여 데이터 정형화 처리부는 일 예로 도 2에 도시된 것과 같이, 방출 유량 감시기(201), 입자 방사능 감시기(202), 재고량 평형 감시기(203), 습도 감시기(204), 온도 감시기(205) 및 과냉각도 감시기(206)를 포함할 수 있다.2, the data formatting processor includes a discharge
방출 유량 감시기(201)는 원자로 집수조 또는 증기 발생기에 설치된 미세 수위 측정기를 이용하여 수위를 측정함으로써 미세 누설률을 감지할 수 있다. 또한, 집수조 펌프의 작동 횟수의 증가 또는 작동 시간의 경과 등을 측정하여 원자로 냉각재 계통의 미세 누설을 미리 감시할 수 있다. The discharge
입자 방사능 감시기(202)는 원자로건물 공기 냉각재 응축수 수위 및 유량 감지기를 각 원자로 공기냉각기의 배수 배관과 집수조에 설치하여, 원자로 공기냉각기의 집수조에서 공기 냉각재 응축수의 수위 변화를 측정하고 원자로 공기냉각기의 배수 배관에서의 유량을 측정하여 공기 중 기체 및/또는 입자형 방사능 누설을 감지할 수 있다.The particle radiation monitor 202 measures the change in the water level of the air coolant condensate in the reactor water cooler's water collecting tank by installing the reactor building air coolant condensate water level and flow sensor in the drain pipe and the water collecting tank of each reactor air cooler, The flow rate in the pipe can be measured to detect air and / or particulate radiation leakage in the air.
재고량 평형(equilibrium) 감시기(203)는 원자로 냉각재 계통의 압력, 온도 및 출력이 안정된 조건하의 수위를 평가하고 원자로 집수조의 수위 변화 추이를 감시하여 원자로 냉각재 재고량 변화를 감시할 수 있다. 누설률은 체적제어탱크수위의 변화에 의해서 원자로 냉각재 재고량 변화율에 의해 감시된다.The equilibrium monitor 203 can monitor the change in the reactor coolant inventory by evaluating the water level of the reactor coolant system under the stable condition of pressure, temperature, and output, and monitoring the change in the water level of the reactor water collecting tank. The leakage rate is monitored by the change rate of the reactor coolant inventory by the change of the volume control tank level.
습도 감시기(204)는 원자로에 국부적으로 설치된 습도 계측기를 통해 원자로의 습도를 감시함으로써 누설을 감지할 수 있다.The humidity monitor 204 can sense leakage by monitoring the humidity of the reactor through a humidity meter installed locally in the reactor.
온도 감시기(205)는 원자로에 국부적으로 설치된 온도 계측기를 통해 원자로의 온도를 감시함으로써 누설을 감지할 수 있다.The temperature monitor 205 can detect leakage by monitoring the temperature of the reactor through a temperature meter installed locally in the reactor.
과냉각도 감시기(155)는 원자로의 압력 또는 온도 계측기로부터의 입력을 기반으로 원자로 냉각 상태를 감지하여 누설을 감시할 수 있다.The supercooling degree monitor 155 can sense the reactor cooling state based on the input from the reactor pressure or temperature meter and monitor the leakage.
데이터 정형화 처리부는 누설을 미리 감지할 수 있도록 각 진지상 제어기(211~216)를 통해 각 감시기(201~206)로부터의 신호가 증폭되도록 할 수 있다. 또한, 출력 선택기(220)를 구비하여 각각의 진지상 제어기(211~216)로부터 출력되는 신호 중 적어도 하나를 선택할 수 있다.The data formatting processor may amplify the signals from the
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 실시간 제어 분석부의 동작을 나타내는 흐름도이다.3 is a flowchart illustrating an operation of a real-time control analysis unit according to an embodiment of the present invention.
본 발명에 따른 실시간 제어 분석부는 사고해석 시나리오로서 운전원의 비상대응 조치가 이루어지는 제한사고 시나리오 상태조치에 따른 최적해석 시나리오를 선정하여, 원자로계통의 주요 변수의 최적 과도거동을 정량화할 수 있다. 또한, 각 대표 사고전개의 초기사건 별 제한사고 시나리오 해석결과 분석을 통하여 노심손상 발생시점을 예측함으로써 운전원 조치시간의 여유도 및 요구되는 운전원 조치의 필요성을 도출할 수 있다.The real-time control analysis unit according to the present invention can quantify the optimal transient behavior of the main variables of the reactor system by selecting the optimal analysis scenario according to the state of the limited accident scenario in which the emergency response countermeasure of the operator is performed as the accident analysis scenario. In addition, by analyzing the results of the analysis of the limited accident scenarios by the initial events of each representative accident development, it is possible to predict the time of occurrence of the core damage and to derive the allowance of the operator action time and the necessity of the operator action required.
일 예로, 본 발명에 따른 실시간 제어 분석부는 도 3에 도시된 것과 같이 최적해석 시나리오 분석을 통하여 절차서에 제시된 운전원 조치의 유효성을 확인하고, 운전원 조치에 대한 실시간 시나리오 분석을 통해 저압 안전주입계통의 상실을 동반한 중형 냉각재상실 사고전개의 경우 심각한 노심손상 방지를 위하여 증기발생기 급속냉각 조치와 함께 사고 후 안전주입에 의한 노심 재고량 복구조치에 대한 주요 변수의 최적 과도거동을 정량화할 수 있다(S310).For example, the real-time control analysis unit according to the present invention confirms the validity of the operator measures shown in the procedure through analysis of the optimal analysis scenario as shown in FIG. 3, and analyzes the real- The optimum transient behavior of the main parameters for the recovery of the core stock by the safety injection after the accident can be quantified (S310) in order to prevent serious core damage in the case of the medium coolant accident occurrence accompanied by the accident.
또한, 노심 모델과 경계 조건 모델을 평가할 수 있다(S320). 노심모델분석과 관련하여 핵연료봉의 온도분포 및 열속을 구하기 위해 원자력 설계코드의 열전도체 모델을 사용할 수 있다. 열전도체 모델은 실린더 형태의 열전도체로 모의하며, 핵연료내부는 반경방향으로 3개의 셀로 모의하여 핵연료내의 온도분포를 현실적으로 계산할 수 있다. 또한, 간격 및 핵연료 피복재를 별도로 모델링할 수 있다. 핵연료 피복재는 온도구배가 크기 때문에 2개의 셀로 분리하여 모델링할 수 있다. 핵연료봉은 실린더의 중심이 핵연료로 차있고, 대칭이기 때문에 중심에서 열속이 영인 경계조건이 사용되고 바깥쪽 경계에는 유체와의 대류열전달 경계조건이 사용될 수 있다.In addition, the core model and the boundary condition model can be evaluated (S320). The thermal conductor model of the nuclear design code can be used to determine the temperature profile and the heat flux of the fuel rod in relation to the core model analysis. The thermal conductor model is simulated as a cylinder-shaped thermal conductor, and the temperature distribution inside the nuclear fuel can be calculated realistically by simulating the inside of the nuclear fuel into three cells in the radial direction. In addition, the gap and the fuel envelope can be modeled separately. The fuel envelope has a large temperature gradient, so it can be separated into two cells and modeled. Since the center of the cylinder is filled with fuel and is symmetrical, the fuel rod can be used with a boundary condition in which the heat flux is zero at the center and a convective heat transfer boundary condition with the fluid at the outer boundary.
경계조건 모델링과 관련하여 코드가 모의하는 영역은 가압기, 가압기 방출탱크, 원자로 용기 및 1차 냉각계통, 증기발생기이다. 이 외의 부분은 코드에서 경계조건으로 처리된다. 경계조건으로 주어지는 주요 계통은 화학 및 체적 제어 계통(CVCS: Chemical and Volume control system), 잔열제거계통, 비상노심냉각계통(ECCS: Emergency Core Cooling System), 주급수/보조급수 계통 및 주증기계통일 수 있다. 제어계통의 제어 변수나 오동작을 구현하기 위해 설치한 열교환기가 코드의 경계조건으로 모델링될 수 있다.Regarding boundary condition modeling, the areas simulated by the codes are pressurizer, pressurizer discharge tank, reactor vessel and primary cooling system, and steam generator. Other parts are treated as boundary conditions in the code. The major systems given as boundary conditions are chemical and volume control system (CVCS), residual heat removal system, emergency core cooling system (ECCS), main water supply / auxiliary water system, have. The heat exchanger installed to implement control variables or malfunctions of the control system can be modeled as boundary conditions of the code.
비상운전절차서는 원자력 발전소 사고 시 사고의 최적복구 및 원자력 발전소 기능의 회복을 통하여 원자력 발전소를 안전정지 시키기 위한 운전원의 비상대응 조치를 기술한 문서이다. 따라서, 비상운전절차서의 사고해석은 다양한 원자력 발전소의 초기사건 및 원자력 발전소 계통의 자동 작동에 따른 계통의 과도 징후로부터 사고를 정확히 진단하고, 관련 비상운전절차서에 따른 다양한 원자력 발전소 계통의 작동 및 운전원 조치에 따른 계통의 최적거동으로부터 사고가 최적으로 복구되는지 여부를 평가할 수 있다(S330). 최적사고해석 방법론은 최적 사고해석 코드 체계의 적용, 최적 원전계통 모델링 및 최적 운전원조치 모델링으로 정의될 수 있다. Emergency operating procedures are documents describing the emergency response measures for operators to safely shut down nuclear power plants by restoring the functions of the nuclear power plant and restoring the accident to the optimum condition. Therefore, the accident interpretation of the emergency operating procedure can be used to accurately diagnose the accident from the initial events of various nuclear power plants and from the transient signs of the system due to the automatic operation of the nuclear power plant system, and to operate the various nuclear power plant systems according to the relevant emergency operating procedure It is possible to evaluate whether or not the accident is recovered optimally from the optimal behavior of the system according to the following equation (S330). The optimal accident analysis methodology can be defined as the application of the optimal accident analysis code system, the optimal nuclear system modeling and the optimal operator action modeling.
제한사고 시나리오는 원전 사고 시 관련 비상운전절차서에 제시된 사고의 복구 및 완화를 위하여 요구되는 운전원의 비상대응 조치를 취하지 않을 경우 원자력 발전소의 거동을 평가한다.The Restricted Incident scenario assesses the behavior of a nuclear power plant if the operator does not take emergency response actions required to recover and mitigate the incident presented in the relevant emergency operating procedure in the event of a nuclear accident.
계통의 제한거동 분석을 통하여 계통의 자동적인 또는 고유한 안전특성에 의하여 계통의 건전성이 유지되는 기간을 정의하며, 사고의 복구 및 완화를 위하여 요구되는 주요 운전원의 조치 및 조치 시점 등 비상운전절차서의 운전원조치의 최적화 평가를 수행할 수 있다. 입력신호로부터 선택된 운전변수를 사용하여 초기사건에 대한 계통의 과도 징후로부터 관련 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가할 수 있다(S330).It defines the period in which the integrity of the system is maintained by the automatic or inherent safety characteristics of the system through analysis of the system's limiting behavior. It also defines the duration of the emergency operation procedures Optimization of operator measures can be performed. The selected operating parameter from the input signal can be used to evaluate the validity of the accident diagnostic procedure for entry of the associated emergency operating procedures from the transient indication of the system to the initial event (S330).
최적 사고해석 시나리오는 제한사고 시나리오로부터 정의된 제한 초기 운전조건 및 초기사상에 대하여, 사고의 최적 복구 및 완화를 위하여 요구되는 관련 비상운전절차서의 주요 운전원 조치를 모델링한다. 다양한 초기사상에 대한 최적 사고해석을 통하여 주요 운전원 조치에 따른 계통의 최적 과도거동을 생산하며, 최적 과도거동의 분석 및 평가를 통하여 기존 비상운전절차서에 제시된 주요 운전원 조치의 타당성 및 유효성을 검증하고 비상운전절차서의 기술배경서 개발을 위한 사고해석 근거를 생산한다. 최적 사고해석 시나리오는 정지, 비상 및 초과계열 절차서의 사고해석에 적용되며, 사고해석은 관련 비상운전절차서의 조치운전 절차로의 진입 시점 또는 원자로가 안전정지되는 시점까지 평가를 수행한다(S340).The optimal accident analysis scenario models the major operator actions of the relevant emergency operating procedures required for optimal restoration and mitigation of accidents, for limited initial operating conditions and initial events defined from the limited accident scenario. Through the analysis of the optimal transient behavior of various systems, the optimal transient behavior of the system is analyzed. The analysis and evaluation of the optimum transient behavior are used to verify the feasibility and validity of the major operator measures presented in the existing emergency operation procedures. Produce the basis of accident interpretation for the development of the technical background of the operating procedure. The optimal accident analysis scenario is applied to the accident analysis of the stop, emergency and excess sequence procedures, and the accident analysis is carried out at the time of entering the emergency operation procedure of the relevant emergency operation procedure or until the reactor is shut down (S340).
비상운전절차서의 절차서는 징후지향적 절차서로서 사고시 원전의 필수안전기능 감시를 수행하며 원전의 안전기능이 상실될 경우 우선적으로 안전기능의 회복을 위하여 요구되는 운전원 조치를 취한다. 원전의 필수안전기능이 상실되는 사고는 노심의 심각한 손상을 유발할 가능성이 높으며 대부분이 설계기준 초과사고로서 안전기능의 상실여부 및 운전원조치의 적절성을 평가한다(S350).The procedure of the emergency operating procedure is a symptom-oriented procedure, which monitors the essential safety functions of the nuclear power plant at the time of an accident. If the safety function of the nuclear power plant is lost, priority is given to the operator. Accidents in which essential safety functions of nuclear power plants are lost are highly likely to cause serious damage to the core, and most of them are assessed for the loss of safety functions and the appropriateness of operator measures as an excess of design standard (S350).
노심손상확률이 높은 사고 시나리오는 확률론적 안전성평가 결과로부터 생산된 사고수목(Fault Tree)에 제시된다. 따라서 절차서 평가를 위한 사고해석 시나리오는 사고수목에 근거하여 노심손상확률이 높은 사고 시나리오가 우선적으로 선정되며 운전원조치의 유효성도 이러한 다중고장 시나리오에 따라 안전기능 상실조건을 평가한다. 사고해석 시나리오에 따라 사고수목 및 안전성평가에 근거한 노심손상 가능성을 평가한다(S360).Accident scenarios with high probability of core damage are presented in the Fault Tree produced from the probabilistic safety assessment results. Therefore, the accident interpretation scenarios for the procedure evaluation are selected based on the accident tree, the accident scenarios with the highest probability of corruption are selected first, and the effectiveness of the operator measures are evaluated according to the multiple fault scenarios. The probability of core damage based on accident tree and safety evaluation is evaluated according to the accident analysis scenario (S360).
발전소 입력 데이터를 감시프로그램에 의해 변화율을 미리 감지하고 이에 따라 누설이 원자로냉각재 상실사고 등으로 감지되었을 경우, 실시간 제어 분석부 운전원 조치 적절성을 분석하고 이를 토대로 최적의 노심손상완화절차를 계속 수행해나갈 수 있다(S370).If the change rate is detected in advance by the monitoring program of the power plant input data, and the leakage is detected as a reactor coolant accident or the like, then it is possible to analyze the suitability of the operator in the real-time control analysis unit and continue the optimal core damage mitigation procedure based on this analysis. (S370).
도 4는 본 발명의 일실시예에 따른 사고 회복 방법을 나타내는 흐름도이다.4 is a flowchart illustrating an accident recovery method according to an embodiment of the present invention.
도 4를 참조하면, 본 발명에 따른 사고 회복 장치는 원자력 발전소에서 발생되는 사고의 회복을 위하여 원자력 발전소의 운전변수에 관한 데이터를 취득한다(S410). 여기서, 상기 운전변수는 원자로 집수조의 수위, 집수조 펌프의 작동 횟수, 상기 집수조 펌프의 작동 시간, 원자로 공기냉각기의 집수조에서의 공기 냉각재 응축수의 수위 변화, 상기 원자로 공기냉각기의 배수 배관에서의 유량, 원자로 냉각재의 재고량 변화, 원자로의 온도, 상기 원자로의 습도 및 상기 원자로의 냉각 상태 등을 포함할 수 있다.Referring to FIG. 4, the accident recovery apparatus according to the present invention acquires data on operating parameters of a nuclear power plant to recover an accident occurring in a nuclear power plant (S410). Here, the operating parameters include at least one of a water level of the reactor water collecting tank, an operation frequency of the water pump, an operation time of the water pump, a change in the water level of the air coolant condensate in the water collecting tank of the reactor air cooler, A change in inventory of the coolant, a temperature of the reactor, a humidity of the reactor, and a cooling state of the reactor.
그리고, 취득된 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성한다(S420). 일 예로, 본 발명에 따른 사고 회복 장치는 도 2에 도시된 것과 같은 운전변수의 감시를 위한 감시기로부터 출력되는 계측 신호를 진지상 제어기를 이용하여 증폭시키고, 증폭된 계측 신호를 선형화함으로써 정형화된 신호를 생성할 수 있다.Then, the data related to the obtained operating parameters are formulated to generate a formatted signal (S420). For example, the accident recovery apparatus according to the present invention amplifies a measurement signal outputted from a monitor for monitoring an operating variable as shown in FIG. 2 using a controller on the right side, and linearizes the amplified measurement signal, Can be generated.
또한, 본 발명에 따른 사고 회복 장치는 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하고(S430), 데이터베이스에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위한 운전원 조치 사항을 모델링할 수 있다. 여기서, 상기 운전원 조치 사항은 비상운전절차서에 포함될 수 있다.In addition, the accident recovery device according to the present invention quantifies the formalized signal to generate information on the leakage rate (S430), and based on the information stored in the database and the information on the leakage rate, Can be modeled. Here, the operator action item may be included in the emergency operation procedure document.
이후, 본 발명에 따른 사고 회복 장치는 상기 운전변수에 대해 정량화된 과도거동과 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출할 수 있다(S440). 이 때, 본 발명에 따른 사고 회복 장치는 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가할 수 있으며, 상술한 과정을 통해 도출된 최적화된 조치 사항을 출력할 수 있다.The accident recovery apparatus according to the present invention predicts the occurrence time of the core damage by analyzing the selected scenario among the scenarios for each accident on the basis of the quantized transient behavior and the leakage rate information about the operation variable, The validity of the operator action items corresponding to the selected scenarios can be verified and the action optimized in real time can be derived (S440). At this time, the accident recovery device according to the present invention can evaluate the validity of the accident diagnosis procedure for entering each emergency operation procedure, and can output the optimized action items derived through the above-described process.
따라서, 본 발명에 따른 사고 회복 장치 및 사고 회복 방법은 규제지침서 1.45의 요건을 충족하는 누설감지계통을 활용하여 증기발생기 전체급수상실사고 시 누설을 미리 감지하여 운전원 대응을 신속히 처리할 수 있다. 또한, 미세한 누설의 변화량을 감지할 수 있기 때문에 기존의 방법 보다 감지 민감도가 뛰어나고 누설 발생을 보다 정확하게 결정할 수 있다. 또한, 미세한 누설의 변화를 감지함으로써 파이프계통의 구조적인 고장에 대비하여 상당한 여유도(margin)을 가질 수 있을 뿐만 아니라, 운전원이 누설에 효과적으로 대응하여 원자로냉각재압력경계 건전성을 유지할 수 있다.Therefore, the accident recovery device and the accident recovery method according to the present invention can detect the leakage in the event of a water supply loss in the whole steam generator by utilizing the leakage detection system that meets the requirements of the regulation 1.45, and promptly handle the driver response. In addition, since the amount of change in minute leakage can be detected, the detection sensitivity is superior to that of the conventional method, and leakage can be more accurately determined. In addition, sensing minute changes in leakage can provide a significant margin against structural failures of the piping system, as well as allowing the operator to respond effectively to leakage to maintain reactor coolant pressure boundary integrity.
또한, 제어 입출력 신호의 정형화를 통한 측정제어 안정화와 원자로냉각의 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 제어 입출력 신호의 정형화는 제어 입력 신호인 계측 신호의 선형화를 통하여 공정제어에 있어서 제어 입출력 신호를 제어 기기의 특성을 고려하여 임의의 정형화된 신호로 변환하여 선형 제어하게 함으로써 제어 안정화를 개선하고 제어 출력율에 따라 원자로 감압과 냉각에 의한 유체흐름을 완화할 수 있다.In addition, it is possible to stabilize the measurement control by shaping the control input / output signal and improve the reliability of the reactor cooling. The control input and output signals are linearized by linearizing the input signal, which is a control input signal. In the process control, the control input / output signal is converted into an arbitrary fixed signal in consideration of the characteristics of the control device, Depending on the rate, it is possible to mitigate the fluid flow by decompression and cooling of the reactor.
이상의 설명은 본 발명의 기술 사상을 예시적으로 설명한 것에 불과한 것으로서, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 다양한 수정 및 변형이 가능할 것이다. 따라서, 본 발명에 개시된 실시 예들은 본 발명의 기술 사상을 한정하기 위한 것이 아니라 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시 예에 의하여 본 발명의 기술 사상의 범위가 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호 범위는 아래의 청구범위에 의하여 해석되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술 사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.The foregoing description is merely illustrative of the technical idea of the present invention, and various changes and modifications may be made by those skilled in the art without departing from the essential characteristics of the present invention. Therefore, the embodiments disclosed in the present invention are intended to illustrate rather than limit the scope of the present invention, and the scope of the technical idea of the present invention is not limited by these embodiments. The scope of protection of the present invention should be construed according to the following claims, and all technical ideas within the scope of equivalents should be construed as falling within the scope of the present invention.
110: 자료 취득부
120: 데이터 정형화 처리부
130: 데이터 처리부
140: 데이터베이스
150: 실시간 제어 분석부
160: 출력부
170: 절차서 처리부110: Data acquisition unit
120: Data formatting processor
130:
140: Database
150: Real-Time Control Analysis Unit
160: Output section
170: Procedure Processor
Claims (16)
상기 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성하는 데이터 정형화 처리부;
상기 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하고 데이터베이스에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위한 운전원 조치 사항을 모델링하는 데이터 처리부; 및
상기 운전변수에 대해 정량화된 과도거동과 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출하는 실시간 제어 분석부
를 포함하는 사고 회복 장치.A data acquisition unit for acquiring data on operating parameters of a nuclear power plant;
A data formatting processor for formatting data related to the operation variable to generate a formatted signal;
A data processing unit for quantifying the formatted signal to generate information on the leak rate, and modeling the operator action items for accident recovery based on information stored in the database and information on the leak rate; And
Estimating the occurrence time of the core damage by analyzing the selected scenario among the scenarios for each accident on the basis of the quantified transient behavior and the leakage rate information for the operation variable and determining the validity of the operator action items corresponding to the selected scenario And a real-time control analysis unit
And an accident recovery device.
상기 데이터 정형화 처리부는,
원자로 집수조의 수위, 집수조 펌프의 작동 횟수, 상기 집수조 펌프의 작동 시간 중 적어도 하나를 측정하여 원자로 냉각재 계통의 누설을 감시하는 방출 유량 감시기;
원자로 공기냉각기의 집수조에서 공기 냉각재 응축수의 수위 변화를 측정하고 상기 원자로 공기냉각기의 배수 배관에서의 유량을 측정하여 공기 중 방사능 누설을 감지하는 입자 방사능 감시기;
상기 원자로 집수조의 수위 변화를 감시하여 원자로 냉각재의 재고량 변화를 감시하는 재고량 평형 감시기;
원자로의 온도를 감시하여 누설을 감지하는 온도 감시기;
상기 원자로의 습도를 감시하여 누설을 감지하는 습도 감시기; 및
상기 원자로의 냉각 상태를 감시하여 누설을 감지하는 과냉각도 감시기
를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method according to claim 1,
Wherein the data formatting processor comprises:
A discharge flow rate monitor for monitoring leakage of the reactor coolant system by measuring at least one of the water level of the reactor water collecting tank, the operation frequency of the water collecting tank pump, and the operation time of the water collecting tank pump;
A particle radiation monitor for measuring the change in the level of the air coolant condensate in the water collecting tank of the reactor air cooler and measuring the flow rate of the water in the water pipe of the reactor air cooler to detect the radiation leakage in the air;
An inventory balance monitor for monitoring a change in the inventory of the reactor coolant by monitoring a change in the water level of the reactor water collecting tank;
A temperature monitor for monitoring the temperature of the reactor to detect leakage;
A humidity monitor for monitoring the humidity of the reactor to detect leakage; And
A supercooling degree monitor for monitoring the cooling state of the reactor to detect leakage
And an accident recovery device.
상기 데이터 정형화 처리부는,
상기 방출 유량 감시기, 입자 방사능 감시기, 상기 재고량 평형 감시기, 상기 습도 감시기, 상기 온도 감시기 및 상기 과냉각도 감시기에 각각 연결되어 각 감시기로부터 출력되는 계측 신호를 증폭시키는 복수개의 진지상 제어기를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.3. The method of claim 2,
Wherein the data formatting processor comprises:
And a plurality of true-point controllers connected to the discharge flow rate monitor, the particle radiation monitor, the inventory balance monitor, the humidity monitor, the temperature monitor, and the subcooling angle monitor to amplify measurement signals output from the respective monitors, An accident recovery device.
상기 데이터 정형화 처리부는,
상기 진지상 제어기에 의해 증폭된 계측 신호를 선형화함으로써 상기 정형화된 신호를 생성하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method of claim 3,
Wherein the data formatting processor comprises:
And generates the formatted signal by linearizing the measurement signal amplified by the true-phase controller.
상기 데이터 정형화 처리부는,
상기 각각의 진지상 제어기로부터 출력되는 신호 중 적어도 하나를 선택하는 출력 선택기를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.5. The method of claim 4,
Wherein the data formatting processor comprises:
And an output selector for selecting at least one of the signals output from the respective near-field controllers.
상기 데이터 실시간 제어 분석기는,
외란을 제거하기 위한 지연 제어기를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method according to claim 1,
Wherein the data real-
And a delay controller for removing the disturbance.
상기 운전원 조치 사항은,
비상운전절차서에 포함되는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method according to claim 1,
The operator action items include:
An accident recovery device characterized by being included in an emergency driving procedure.
상기 데이터 실시간 제어 분석기는,
상기 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.8. The method of claim 7,
Wherein the data real-
And evaluating the feasibility of an accident diagnosis procedure for entry of the emergency operation procedures into each other.
상기 데이터베이스는,
상기 원자력 발전소의 운전변수에 대한 정보, 상기 원자력 발전소에 대한 설계 자료 및 절차서 관련 정보를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method according to claim 1,
The database includes:
Information about operating parameters of the nuclear power plant, design data for the nuclear power plant, and information related to the procedure.
상기 도출된 최적화된 조치 사항을 출력하는 출력부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 장치.The method according to claim 1,
And an output unit outputting the derived optimized action items.
상기 원자력 발전소의 운전변수에 관한 데이터를 취득하는 단계;
상기 운전변수에 관한 데이터를 정형화하여 정형화된 신호를 생성하는 단계;
상기 정형화된 신호를 정량화하여 누설률에 대한 정보를 생성하는 단계;
데이터베이스에 저장된 정보와 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 사고 회복을 위한 운전원 조치 사항을 모델링하는 단계; 및
상기 운전변수에 대해 정량화된 과도거동과 상기 누설률에 대한 정보를 기반으로 각 사고별 시나리오 중에서 선정된 시나리오를 분석함으로써 노심손상 발생시점을 예측하고, 상기 선정된 시나리오에 해당하는 운전원 조치 사항의 유효성을 확인하며 실시간으로 최적화된 조치 사항을 도출하는 단계
를 포함하는 사고 회복 방법.In the accident recovery method at a nuclear power plant,
Obtaining data on an operating parameter of the nuclear power plant;
Generating a formatted signal by formatting data related to the operating parameter;
Quantifying the formatted signal to generate information on a leak rate;
Modeling an operator action for accident recovery based on information stored in a database and information on the leakage rate; And
Estimating the occurrence time of the core damage by analyzing the selected scenario among the scenarios for each accident on the basis of the quantified transient behavior and the leakage rate information for the operation variable and determining the validity of the operator action items corresponding to the selected scenario And identify the steps that are optimized in real time
/ RTI >
상기 운전변수는,
원자로 집수조의 수위, 집수조 펌프의 작동 횟수, 상기 집수조 펌프의 작동 시간, 원자로 공기냉각기의 집수조에서의 공기 냉각재 응축수의 수위 변화, 상기 원자로 공기냉각기의 배수 배관에서의 유량, 원자로 냉각재의 재고량 변화, 원자로의 온도, 상기 원자로의 습도 및 상기 원자로의 냉각 상태를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 방법.12. The method of claim 11,
The operating parameter includes:
The operation time of the water collecting tank pump, the water level change of the air coolant condensate in the water collecting tank of the reactor air cooler, the flow rate of the water in the drain pipe of the reactor air cooler, the change of the stock amount of the reactor coolant, The temperature of the reactor, the humidity of the reactor, and the cooling state of the reactor.
상기 정형화된 신호를 생성하는 단계는,
상기 운전변수의 감시를 위한 감시기로부터 출력되는 계측 신호를 증폭시키는 단계; 및
상기 증폭된 계측 신호를 선형화함으로써 상기 정형화된 신호를 생성하는 단계
를 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 방법.12. The method of claim 11,
Wherein the step of generating the formatted signal comprises:
Amplifying a measurement signal output from a monitor for monitoring the operating parameter; And
Generating the formatted signal by linearizing the amplified measurement signal
Wherein the method comprises the steps of:
상기 운전원 조치 사항은,
비상운전절차서에 포함되는 것을 특징으로 하는 사고 회복 방법.12. The method of claim 11,
The operator action items include:
An accident recovery method characterized by being included in an emergency driving procedure.
상기 도출하는 단계 이전에,
상기 비상운전절차서로의 진입을 위한 사고진단 절차의 타당성을 평가하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 방법.15. The method of claim 14,
Before the deriving step,
Further comprising the step of evaluating the validity of an accident diagnosis procedure for entry of the emergency operation procedures into each other.
상기 도출하는 단계 이후에,
상기 도출된 최적화된 조치 사항을 출력하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사고 회복 방법.12. The method of claim 11,
After the deriving step,
And outputting the derived optimized action item.
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