KR20170125705A - 가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법 - Google Patents

Abstract

본 발명은 가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법에 관한 것이다.
본 발명은 DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호가 프로그램이 가능한 현장 프로그래머블 게이트어레이(FPGA, Programmable Gate Array) 프로세서에 통합되고, 노심보호연산기 신호처리장치에 입력되는 파라미터를 단순화하여 빠른 연산과정에 의하여 원자로 보호 시스템에서 직접 노심보호용 정지신호를 발생시킬 수 있게 되어, 보호계통의 구성이 단순화될 수 있는 것이다.

Description

가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법 {Calculation method to protect the core of the pressurized light water reactor protection system}

본 발명은 원자력 발전소에서 원자로에 관련된 장치들의 상태를 계측하여 이상여부가 발생하면 원자로를 자동으로 정지시켜서 노심을 보호하는 원자로 보호 장치에 관한 것으로, 보다 구체적으로는 가압경수로형 원자로(PWR, Pressurized light Water Reactor)에서 노심보호연산기의 아날로그 신호처리장치에 입력 및 연산 처리되는 알고리즘을 최적화시켜서 연산시간을 단축시키고, 노심을 보호하기 위한 정지신호를 원자로 보호 시스템에서 직접 발생시킬 수 있게 되어 노심을 보호하기 위한 연산 시스템 구성을 단순화시키고, 운용과 교정이 용이하게 되는 가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법에 관한 것이다.

한국 표준형 원자력 발전 설비용량 1,000MW급 가압경수로(PWR)형식의 핵 반응로 OPR(Optimized Power Reactor)-1000 및 1,4000MW급 PWR 형식의 핵반응로 APR(Advanced Power Reactor)-1400 이 운용되는 원자력 발전소는 원자로 노심(Reactor Core)을 보호하기 위한 일환으로 노심보호 연산 시스템(CPCS, Core Protection Calculator System)을 사용하고 있다. 이 시스템은 핵연료가 장전된 원자로 노심을 건전한 상태로 보호하는 역할을 수행하는 것을 목적으로 한다. 만일 원자력 발전의 운전이 예상운전과도(AOO, Anticipated Operational Occurrence)에 도달하여 핵비등이탈(DNB, Departure from Nucleate Boiling)과 국부출력밀도(LPD, Local Power Density)가 제한된 값을 초과할 경우에, 상기 시스템은 원자력 발전을 자동으로 정지시켜서 원자로가 제한된 값을 초과하여 운전되지 않도록 보호하는 역할을 한다.

국내의 웨스팅하우스형(고리 1, 2, 3, 4호기) 및 프라마톰형(울진 1, 2호기)의 원자력 발전소의 경우는 핵비등이탈률(DNBR, Departure from Nucleate Boiling Ratio)과 선형출력밀도(LPD, inear power density) 계산을 원자로 보호 시스템에서 직접 수행한다. 이는 웨스팅형과 프라마톰형 원자로에서는 DNBR 및 LPD의 파라미터를 이용한 계산절차가 간단하기 때문에 가능한 것이다. 웨스팅하우스형 원자력 발전에서 DNBR의 계산 원자로 보호 시스템 내에 설치된 OTΔT 모듈에서 처리되고, LPD 계산은 OPΔT 모듈에서 처리된다. 상기 OTΔT 모듈과 OPΔT 모듈은 각각 한 장의 아날로그 카드 형태로 제작되어 있다. 이 모듈들은, 측정된 고온관과 저온관의 온도 편차에 대한 동적 보정 결과와, 냉각재의 온도, 그리고 원자로 노심의 출력분포를 고려하여 원자로가 설정된 노심보호 제한치를 벗어나는 지를 감시한다.

상기 OPR-1000, APR-1400의 디지털형 노심보호 연산 시스템은 반경방향과 축방향 출력 모두를 고려한 3차원 출력분포를 계산하므로 연산결과의 정확도가 높다. 특히 사고가 발생하여 원자로의 상태가 급격하게 변화할 경우에도, DNBR과 LPD를 빠르게 계산할 수 있어서 원자력 발전이 예상운전 과도상태에 이르게 되는 상황에 빠르게 대응할 수 있다. 아날로그형의 노심보호 연산 시스템은 디지털형의 노심보호 연산 시스템 보다 연산 속도가 느려서 원자력 발전이 예상운전 과도상태에 이르게 되는 상황에 빠르게 대응할 수 없어서 상대적으로 안정성이 낮다.

표 1은 고리 3, 4호기에서 사용하는 아날로그형 노심보호 연산 시스템과, OPR형 원자력 발전에서 사용하는 디지털형 노심보호 연산 시스템의 열적여유도를 비교한 결과를 보여준다. 하기의 표에서 보는 바와 같이 아날로그형 원자력 발전의 열적여유도보다 OPR형 원자력 발전의 열적여유도가 30% 정도 높게 확보되는 것을 알 수 있다. 이러한 결과는 사고로 인하여 원자로가 정지된 상태로부터 실제 노심에 문제가 일어날 때 까지의 여유도가 높으므로, 그만큼 안전성이 높아지는 것을 의미한다.

아날로그형과 디지털형 노심보호연산기의 열적 여유도 비교

열적 여유도	아날로그형 (고리 3,4호기)	디지털형 (OPR 원자력 발전)
DNB	107.9	115.4
LPD	110.1	146.2

국내의 OPR-1000 및 APR-1400 원자력 발전에 채용되는 디지털형 노심보호 연산 시스템은, 열적 여유도를 정확하게 계산하기 위하여 복잡한 연산과정을 필요로 하므로, 원자로 보호 시스템에서 처리하기가 불가능하다. 따라서, 별도의 계산기를 이용하여 열적 여유도를 처리한 후, DNBR과 LPD에 의한 원자로 정지값 만을 원자로 보호 시스템에 전송한다.

노심보호 연산 시스템(CPCS)은 불안정한 운전 상태로부터 노심을 보호하기 위하여 원자로 냉각재의 DNBR을 계산하여 핵연료의 피복재에서 냉각재로 전달되는 열전달이 피복재에 생성되는 기포량에 의해 영향을 받는지를 계산하는 기능과, 피복재 내에 위치하는 핵연료 팰릿의 LPD를 계산하여 연료봉을 보호하는 기능을 한다.

DNBR을 계산하여 원자로를 보호하는 이유는 핵연료봉의 가열면과 냉각유체 사이에서 열전달이 이루어질 때 핵비등 열전달 영역을 벗어나면 전도도가 나빠져 연료봉의 온도가 증가하고 극단적인 경우 핵연료 피복재가 국부적으로 손상되기 때문이다.

도 1은 종래의 원자로 보호 시스템과 노심보호 연산기와의 관계를 나타낸 블록도이다.

이 도면을 참조하면, 4개의 채널로 이루어지는 각각의 채널은, 원자로 관련 장치에 설치되는 다수의 감지수단(100)과, LPD 정지신호를 연산하는 노심보호연산기(110)와; 상기 감지수단(100)의 계측값과, 상기 노심보호연산기(110)로 입력되는 DNBR, LPD 정지 신호를 전송받아서 원자로 정지 신호를 생성하는 바이스테이블 프로세서(120)와; 상기 바이스테이블 프로세서(120)에서 출력되는 원자로 정지신호가 입력되어 4개 채널에 대한 국부동시논리를 수행하는 국부동시논리부(130)와; 상기 국부동시논리부(130)의 결과값에 따라 4개 채널 중에서 2개 채널 이상의 트립신호가 발생되면 원자로의 정지신호를 출력하여 원자로 노심에 제어봉을 자유낙하시키는 정지개시부(140)로 구성된다.

도 2는 종래 노심보호연산기의 제어논리를 나타낸 블록도를 보여주고 있다.

이를 구체적으로 설명하면, 연산기에 입력되는 파라미터로는, 원자로 냉각재 계통 압력, 제어봉 집합체 연산기 오류 값, 제어봉 집합체 위치정보, 노외 중성자속 측정치, 원자로 냉각재 펌프 속도, 원자로 냉각재 배관의 고온관 온도와 저온관의 온도가 각각 입력된다.

이렇게 서로 다른 종류의 입력 파라미터는 각종 연산, 더욱 구체적으로는 유량계산과, 제어봉 위치 오류값 계산과, 중성자출력 계산과, 원자로 열출력을 계산하는 단계와; 반경방향 첨두계수와 축방향 첨두계수 및 원자로 출력을 계산하는 단계를 거쳐서, 축방향 출력값으로 핵비등이탈률과 국부최대출력을 계산한 결과가 출력된다. 이렇게 출력되는 출력값으로는 핵비등이탈률(DNBR)과 국부출력밀도(LPD)에 의한 원자로 정지 신호가 생성된다. 만일 핵비등이탈률이 정지 설정치인 1.3보다 낮거나 국부비최대출력이 정지 설정치인 21kw/ft 이상의 과도현상이 발생하면 연료 팰릿의 용융을 방지할 수 있도록 원자로를 정지시키는 제어신호를 출력한다.

도 3은 종래 디지털 노심보호 연산 시스템에서 DNBR와 LPD를 구하기 위한 제어논리를 구현하는 프로그램 블록도를 보여주고 있다.

이 도면을 참조하면, 종래 CPCS는 제어논리를 구현하기 위한 소프트웨어를 FLOW(300), CEAC(310), POWER(320), STATIC(330), UPDATE(340), TRIPSEQ(350) 프로그램 블록으로 나누어 구현하였다. 이것은 국내의 OPR-1000 및 APR-1400형 국내 원자력 발전에 적용되고 있는 것이다.

상기한 프로그램 블록들은 각각 아래의 기능을 수행한다.

먼저, FLOW(300) 프로그램은 RCP 속도 신호를 입력으로 정규유량을 계산한다. 이 유량값은 보수적인 계산을 위해 12시간 주기로 참조값을 이용하여 교정한다.

POWER(320) 프로그램은 제어봉의 위치와 UPDATE에서 사용된 노외계측기 신호를 입력으로 사용하여 축방향 출력분포를 생성한다.

STATIC(330) 프로그램은 제한적인 축방향 노드에서 DNBR 및 증기건도를 사용한다.

UPDATE(340) 프로그램은 POWER(320) 프로그램과 STATIC(330) 프로그램에서 상세하게 계산된 값에 대하여 이 값의 계산 이후 변화된 노심 변수를 고려하여 갱신값을 갱신한다.

이와 같은 종래의 CPCS는 원자로 냉각재 유량을 계산하기 위하여 원자로 냉각재 펌프의 속도를 사용하고, 노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향의 출력밀도는 제어봉 위치 정보를 이용하여 간접 추정하는 방식으로 제어봉의 위치를 측정하였다. 이러한 DNBR, LPD 계산 프로그램은 STATIC(330) 블록과 UPDATE(340)블록으로 나누어져 있어서 연산과정이 복잡해지는 문제점이 있다.

기존의 CPCS 프로그램에서 DNBR과 LPD를 구하기 위한 계산이 STATIC(330) 과 UPDATE(340)로 이원화된 것은 개발 당시의 컴퓨터 계산 속도가 낮아서, DNBR, LPD 계산에 필요한 시간 요건인 50ms를 하나의 변수계산으로 정확히 계산할 수 없었기 때문이다. 즉, STATIC(330)에서 매 2초 마다 상세한 계산값을 출력하면 UPDATE(340)는 변화된 노심상태를 고려하여 매 50ms 마다 이를 갱신하는 방법을 사용하였던 것이다.

즉, PLC 시스템은 중앙연산장치의 속도가 떨어져 매 0.45초 마다 계산 결과를 출력하므로, 50msec마다 계산 결과를 출력해야 하는 계통성능 요건에 맞추기 위해서는 2초마다 정적 계산을 실시하고, UPDATE(340) 블록에서 이 결과를 다른 입력변수를 이용하여 개선값을 생성한 다음 50msec마다 출력하였다.

이러한 방법은 열적 여유도를 정확하게 측정하기 위해서 복잡한 연산과정을 필요로 하므로 원자로 보호 시스템에서는 처리할 수 없기 때문에, 운영체계(OS, operating system)와 중앙연산장치(CPU, central processing unit)를 구비하는 별도의 컴퓨터를 이용하여 연산처리를 한 다음, DNBR과 LPD에 의한 원자로 정지값을 발전소 보호 시스템에 전송하게 되는 것이다.

따라서, 컴퓨터에 탑재되는 하드웨어와 소프트웨어에서 발생될 수 있는 일반적인 오류와 보안상의 문제점과 함께, 연산 시스템 계통이 복잡하게 되고, 운용과 교정이 불편할 뿐만 아니라, 시험 정비 및 운용자 교육이 어려워지게 되는 문제점이 있다.

종래에 노심보호연산기의 제어논리가 구현되는 PLC 시스템에서는 단순한 제어 로직을 사용하여 운전 및 유지보수가 비교적 우수한 장점이 있지만, 프로세서당 처리하는 입출력수가 비교적 적은 단순 공정 제어용으로 사용되는 것이며, 제작사별로 규격화가 되어 있지 않아서 서로 다른 기종간에는 게이트웨이(gateway)를 사용하거나 송수신 데이터에 제한을 받게 되는 등 서로 다른 기종간의 프로세서 및 출력장치 간에 호환성이 없는 문제점도 있는 것이다.

KR 10-0848881 B1 (2008. 07. 22.) KR 10-0875467 B1 (2008. 12. 16.)

SH. Ahn외, Several Problems in RCS Flow Rate Measurement, Journal of KNS, Vol. 30, No. 6, 1998

본 발명의 목적은 DNBR 정지 기능과 LPD 정지기능의 신호가 바이스테이블 프로세서에 통합하여, 기존의 노심보호연산기 아날로그 신호처리장치의 입력 파라미터를 단순화하여 빠른 연산과정에 의하여 원자로 보호 시스템에서 직접 노심보호용 정지신호를 발생시킬 수 있는 원자로 보호 시스템과 그 연산방법을 제공하기 위한 것이다.

본 발명의 다른 목적은 핵비등이탈률 계산과 국부최대출력을 위해 별도의 하드웨어와 소프트웨어를 이용하여 구현하던 노심보호연산기의 기능을 원자로정지계통의 정지 변수에 포함시켜서 바이스테이블 프로세서에 탑재되는 원자로 보호 시스템과 그 연산방법을 제공하기 위한 것이다.

본 발명의 또 다른 목적은, 원자로 냉각재 유량을 계산하기 위해 사용되었던 원자로 냉각재 펌프 속도 대신 증기발생기 1차측 입구 및 출구 압력차를 이용하여 원자로 냉각재 펌프 축에 설치된 속도 계측장치를 제거함으로써, 신호처리 장치가 필요 없어지고, 유량 계산과정과 보정과정이 소프트웨어적으로 바이스테이블 프로세서 내에서 처리되므로 연산과정이 간략해 진다. 원자로 보호 시스템과 그 연산방법을 제공하기 위한 것이다.

본 발명의 또 다른 목적은, 노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향 출력밀도를 종래의 제어봉 위치 정보를 이용하여 간접 추정하던 방식에서, 원자로 열출력에 비례하는 반경방향 출력표(Look-up Table)를 이용하여 추정하는 방법으로 개선하여, 제어봉의 위치를 측정하고 신호를 처리하는 각종 하드웨어와 이를 처리하는 알고리즘이 삭제될 수 있는 원자로 보호 시스템과 그 연산방법을 제공하기 위한 것이다.

본 발명의 또 다른 목적은, UPDATE 블록과 STATIC 블록으로 나누어져 있는 DNBR, LPD 계산 프로그램을 하나의 프로그램 블록으로 통합하고, FPGA (Field Programmable Gate Array)와 같은 소자를 채용하여 DNBR, LPD 연산을 빠르게 수행할 수 있는 원자로 보호 시스템과 그 연산방법을 제공하기 위한 것이다.

본 발명이 의도하는 목적을 달성하기 위한 기술적인 특징은, 본 발명이 의도하는 목적을 달성하기 위한 가압경수로형 원자로 보호 시스템의 기술적인 특징은, 4개의 채널을 구비하여, 각 채널별로 할당된 원자로 관련 장치들의 파라미터와 설정된 설정값을 비교판단하는 비교논리의 결과값에 따라 원자로 발전설비의 이상 상태가 감지되면 원자로 운전 정지 신호를 출력하여 원자로를 안전하게 정지시킬 수 있게 하는 디지털 원자로 보호 시스템에 있어서, 원자로 관련 장치에 설치되어 동작상태를 감지하는 다수의 감지수단과; 원자로 관련 장치의 원자로 정지 조건 파라미터의 기준값이 설정치로 설정되고, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호가 프로세서에 통합되어, 상기 센서로부터 측정된 파라미터신호를 입력받아서 비교논리를 수행한 각 측정치가 상기 원자로 정지 조건 파라미터의 기준치에 도달하였는지를 비교판단하고, 상기 설정치를 초과하면 원자로를 정지시키는 트립신호를 출력하는 바이스테이블 프로세서와; 상기 4개 채널의 바이스테이블 프로세서에서 출력되는 트립신호에 따르는 비교논리정보가 입력되고, 입력된 비교논리정보를 공정변수별로 비교하여 4개 채널 중 2개 채널 이상이 트립 상태인 공정변수를 결정하고, 4개 채널 중 2개 채널 이상이 트립 상태인 공정변수의 조합에 따라 발전소 보호조치별로 트립여부를 판단하는 국부 동시논리를 수행하여 발전소 보호 조치와 관련된 복수의 동시논리정보를 생성하는 국부동시논리부와; 상기 국부동시논리부에서 출력되는 복수의 동시논리정보에 대하여 동시논리를 수행하고, 동시논리 수행 결과에 따라 발전소 보호조치를 개시하는 개시신호를 생성하는 정지개시신호부;를 포함하여 상기 정지개시회로부 생성된 개시신호에 따라 원자로 정지 차단 시스템의 보호조치 동작을 작동시키게 되는 것을 특징으로 하는 것이다.

상기에서 바이스테이블 프로세서는 프로그램이 가능한 현장 프로그래머블 게이트어레이(FPGA, Programmable Gate Array) 소자를 이용하여 DNBR 정지기능과 LPD 정지기능이 탑재되는 것을 특징으로 한다.

본 발명이 의도하는 목적을 달성하기 위한 가압경수로형 원자로 보호 시스템에서의 노심을 보호하기 위한 연산방법은, 4개의 채널을 구비하여, 각 채널별로 할당된 원자로 관련 장치들의 파라미터와 설정된 설정값을 비교판단하는 비교논리의 결과값에 따라 원자로 발전설비에 이상 상태가 감지되면 원자로 운전 정지 신호를 출력하여 원자로를 안전하게 정지시킬 수 있게 하는 원자로 보호 방법에 있어서, 채널별로 원자력 발전소 관련장치 들의 동작상태를 감지하는 단계와; 상기 단계에서 채널별로 입력되는 공정변수와 DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호를 통합하여 설정값과 비교하는 비교논리를 수행하여, 공정변수별로 트립여부를 나타내는 비교논리정보를 생성하는 단계와; 상기 단계에서 생성된 비교논리정보를 동채널 및 3개의 타채널로 송신하여 각 채별별로 생성된 비교논리정보를 수집하고, 수집된 비교논리정보에 대해 공정변수별로 국부동시논리를 수행하여 발전소 보호조치와 관련된 동시논리 결과값을 생성하는 단계와; 상기 단계에서 생성된 동시논리 결과값에 따라 발전소 보호 조치를 개시하는 정지개시신호를 출력하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 한다.

본 발명의 원자로 보호 연산방법에서, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호를 위한 노심보호 연산은, 증기발생기 1차측 입구 및 출구 압력차를 이용하여 계산하는 것을 특징으로 한다.

또한, 본 발명의 원자로 보호 연산방법에서, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호를 위한 원자로 반경방향의 출력밀도는 원자로의 열출력을 이용하여 계산하는 것을 특징으로 한다.

또한, 본 발명의 원자로 보호 연산방법에서, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는, 원자로 출력에 의하여 제어봉의 위치를 결정하는 것을 특징으로 한다.

또한, 본 발명의 원자로 보호 연산방법에서, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호의 임계열속 및 국부열속의 평균출력은, 임계열속과 국부열속을 1차 계산한 후 증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 결과값을 갱신하는 절차에 의하여 계산하는 것을 특징으로 한다.

상기에서 계산된 평균출력을 불확실도와 출력 바이어스 불확실도를 보상하여 노심 평균 출력을 산정한 후, LPD 계산 불확실도를 고려하여 갱신된 국부출력밀도를 구하는 것을 특징으로 한다.

본 발명에 따라, 바이스테이블 프로세서에서 비교논리정보를 생성하는 단계는, 원자로 냉각제 계통압력과, 증기발생기의 양단 차압과, 노외중성자속 측정치와, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 출력되는 단계(S20)와; 상기 단계(S20)에서 출력되는 증기발생기의 입구와 출구의 압력차가 입력되어 유량을 계산하여 출력하고, 노외중성자속 측정치가 입력되어 중성자 출력을 계산하며, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 입력되어 원자로 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S21)와; 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량계산값이 입력되어 반경반향 침두계수를 계산하여 출력하고, 중성자 출력 계산값이 입력되어 축방향 침두계수를 계산하여 출력하며, 원자로 열출력이 입력되어 원자로 출력이 계산되는 단계(S22)와; 상기 단계(S20)에서 출력되는 원자로 온도와, 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수 및 축방향 침두계수가 입력되어 핵비등이탈률을 계산하는 단계(23)와; 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수와 축방향 침두계수 및 원자로 출력값이 입력되어 국부최대출력을 계산하여 출력하는 단계(S24)와; 상기 단계(S23)에서 출력되는 핵비등이탈률과 설정된 원자로 정지설정치와 비교하여 핵비등이탈 정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S25)와; 상기 단계(S24)에서 출력되는 국부최대출력값과 설정된 원자로 정지설정치를 비교하여 국부최대출력정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S26)로 이루어지는 것을 특징으로 한다.

증기발생기의 양단 차압을 이용한 원자로 냉각재 유량계산 및 원자로 열출력 계산결과를 이용한 보정 프로세스는, 증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 입력하는 단계(S30)와; 상기 단계(S30)에서 입력된 증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 이용하여 원자로 냉각재의 열출력을 계산하는 단계(S31)와; 터빈측 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S32)와; 노심운전 감시장치(COLSS)의 계산결과를 출력하는 단계(S33)와; 상기 단계에서 출력되는 원자로 냉각재의 열출력값과 터빈측 열출력값과 및 노심운전 감시장치의 계산 결과값을 비교하는 단계(S34)와; 상기 단계(S34)에 따라 보정된 원자로 냉각재 열출력값을 출력하는 단계(S345);로 이루어진다.

본 발명에서 DNBR 과 LPD를 계산하기 위해 필수적인 과정은 가장 드거운 연료봉인 핫핀 (hot pin)을 구하는 것이다. 실린더형 원자로에서 핫핀을 선정하기 위해서는 반경방향의 첨두계수와 축방향 첨두계수를 각각 구한 후 이를 곱해 합성 첨두계수를 구해야 한다. 본 발명에 따라, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호를 얻기 위하여 핫핀출력분포를 합성하는 과정은, 원자로 출력이 입력되는 단계(S40)와; 원자로 출력을 이용하여 원자로 출력에 대비되는 제어봉 위치 정의 테이블을 생성하는 단계(S41)와; 상기 단계(S41)에서 생성된 제어봉 위치 정의 테이블에 따라 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블을 생성하는 단계(S42)와; 노외 중성자속 검출기의 신호를 출력되는 단계(S43)와; 상기 단계(S43)에서 출력된 노외 중성자속 검출기의 신호가 입력되어 축방향 출력분포를 합성하고, 첨두계수를 계산하는 단계(S44)와; 상기 단계(S42)에서 출력되는 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블과, 상기 당계(S44)에서 출력되는 축방향 출력분포 및 첨두계수가 입력되어 핫핀의 출력분포를 합성하는 단계(S45)와; 상기 단계(S45)에서 출력되는 핫핀의 출력분포를 핵비등이탈률 계산 루틴에 출력하는 단계(S46) 및 국부최대출력 계산 루틴에 출력하는 단계(S47)를 포함하는 것을 특징으로 한다.

이와 같은 본 발명에 의한 원자로 보호 시스템은, 핵비등이탈률 계산과 국부최대출력을 위해 별도의 하드웨어와 소프트웨어를 이용하여 구현하던 노심보호연산기의 기능을 원자로정지계통의 정지 변수에 포함시켜서 바이스테이블 프로세서에 탑재함으로써 계통 구성이 단순화되는 특징이 있다.

또한, 원자로 냉각재 유량을 계산하기 위해 사용되었던 원자로 냉각재 펌프 속도 대신에 증기발생기의 1차측 입구 및 출구 압력차를 이용하여 원자로 냉각재 펌프 축에 설치된 속도 계측장치를 제거함으로써, 신호처리 장치가 필요 없어지고, 유량 계산과정과 보정과정이 소프트웨어적으로 바이스테이블 프로세서 내에서 처리되므로 연산과정이 간략하게 되는 특징이 있다.

또한, 노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향 출력밀도를 종래의 제어봉 위치 정보를 이용하여 간접 추정하던 방식에서, 원자로 열출력에 비례하는 반경방향 출력표(Look-up Table)를 이용하여 추정하는 방법으로 개선하여 신호를 처리하는 각종 하드웨어와 알고리즘이 삭제되어 안정성이 확보되는 특징이 있다.

또한, DNBR, LPD를 계산하는 프로그램이 하나의 프로그램 블록으로 통합되어 빠른 속도로 연산될 수 있는 특징이 있다.

본 발명에 의하면, 첫째, 신호처리장치의 입력 파라미터를 단순화하여 빠른 연산과정에 의하여 원자로 보호 시스템에서 직접 노심보호용 정지신호를 발생시킬 수 있게 되어 노심을 신속하게 보호할 수 있는 효과가 있다.

둘째, 종래에 핵비등이탈률 계산과 국부최대출력을 위해 별도의 하드웨어와 소프트웨어를 이용하여 구현하던 노심보호연산기의 기능을 원자로정지계통의 정지 변수에 포함시켜서 바이스테이블 프로세서에 탑재하므로써, 계통 구성이 단순화되고, 계통운용과 교정이 용이하게 되어, 시험과 정비 그리고 운용자 교육이 쉬워지는 효과가 있다.

셋째, 원자로 냉각재의 유량을 계산하기 위해 사용되었던 원자로 냉각재 펌프 속도 대신에 증기발생기 1차측 입구 및 출구 압력차를 이용하여 원자로 냉각재 펌프 축에 설치된 속도 계측장치를 제거함으로써, 신호처리 장치가 필요 없어지고, 유량 계산과정과 보정과정이 소프트웨어적으로 바이스테이블 프로세서 내에서 처리되므로 연산과정이 간략하게 되는 효과가 있다.

넷째, 노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향 출력밀도를 종래의 제어봉 위치 정보를 이용하여 간접 추정하던 방식에서, 원자로 열출력에 비례하는 반경방향 출력표 (Look-up Table)를 이용하여 추정하는 방법에 의하여 제어봉의 위치를 측정함으로써, 신호를 처리하기 위한 각종 하드웨어와 이를 처리하는 알고리즘이 삭제되는 효과가 있다.

다섯째, UPDATE 블록과 STATIC 블록으로 나누어져 있는 DNBR, LPD 계산 프로그램을 통합된 하나의 프로그램 블록으로 통합하고, FPGA (Field Programmable Gate Array)와 같은 최신의 소자를 채용한 기기를 사용하여 DNBR, LPD 연산을 정확히고 빠르게 처리하여 시스템 요구사항인 50msec을 수행할 수 있는 효과 있다.

도 1은 종래 원자로 보호 장치와 노심보호 연산기와의 관계를 나타낸 블록도
도 2는 종래 노심보호연산기의 제어논리를 나타낸 블록도.
도 3은 종래 디지털 노심보호 연산기에서 제어논리를 구현하는 프로그램 블록도
도 4는 본 발명의 DNBR 정지기능신호와 LPD 정지기능 신호가 바이스테이블 프로세서에 통합된 원자로 정지계통의 블록도
도 5는 본 발명의 원자로보호계통 바이스테이블 프로세서 모듈에 통합 구현된 노심보호연산기능을 나타낸 순서도.
도 6은 본 발명에서 증기발생기의 차압을 이용한 냉각재 유량계산 및 열출력 계산결과를 이용한 보정프로세스를 나타낸 순서도.
도 7은 본 발명에서 원자로 출력을 이용하여 핫핀 출력분포의 합성과정을 나타낸 순서도.

본 발명의 특징과 장점은 첨부된 도면에 의하여 설명되는 실시 예에 의하여 보다 명확하게 이해될 수 있을 것이다. 다음에서 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시 예를 상세하게 설명한다.

도 4는 본 발명에 따라 DNBR 정지기능신호와 LPD 정지기능 신호가 바이스테이블 프로세서에 통합된 원자로 정지계통의 블록도를 보여주고 있다.

도 4에서 보듯이, 본 발명의 실시 예에 따르는 가압경수로형 원자로 보호 시스템은, 감지수단(200), 바이스테이블 프로세서(210), 국부동시논리부(220), 정지개시부(230) 및 제어봉 구동부(240)로 구성된다.

상기 감지수단(200), 바이스테이블 프로세서(210), 국부동시논리부(220), 정지개시부(230)는 4개의 채널로 구성되는 것으로, 도 1에서는 1개의 채널에 대하여 도시하였다.

감지수단(200)은 원자로 관련장치에 설치되는 다수개의 센서와; 상기 센서에서 감지되는 아날로그 신호를 증폭하는 증폭수단과; 상기 증폭수단에 의하여 증폭된 아날로그 신호를 연산하기 위하여 디지털신호로 변환하는 A/D컨버터(이상 도시되지 아니함)를 포함하여 구성된다.

바이스테이블 프로세서(210)는 프로그램이 가능한 현장 프로그래머블 게이트어레이(FPGA, Programmable Gate Array) 소자에, 총 12종류의 원자로 정지 설정치와, 본 발명에서 제안하는 최적화된 DNBR과 LPD 정지 소프트웨어를 각각 탑재하도록 구성된다.

상기 바이스테이블 프로세서(210)는 원자로 관련 계통에 설치되는 센서로부터 감지되는 파라미터를 입력받아서 미리 지정된 설정치와 비교함으로써 트립상태를 결정한다.

국부동시논리부(220)는 각 채널의 바이스테이블 프로세서(210)에서 판단한 각 변수별 트립 출력을 다른 채널의 결과와 함께 해당 채널의 트립 여부를 결정한다. 국부동시논리부(220)에서는 자기 채널의 바이스테이블 프로세서(210)의 트립 출력 결과와 다른 세 채널의 바이스테이블 프로세서의 트립 출력을 기반으로 4 채널 중 2 채널 이상의 바이스테이블 프로세서(210)의 출력이 트립이면, 변수별 트립을 생성한다. 국부동시논리부(220)의 출력 중 원자로정지를 위한 변수는 원자로 정지 개시부(230)로 전송된다.

원자로 정지 개시부(230)는 국부동시논리부(220)로부터의 출력을 받아 보호계통내부의 예상치 못한 외란에 의한 불필요한 트립신호의 발생을 막기 위해 내부적으로 일정시간 지연루틴을 수행하고 지연 시간 동안 일정하게 트립 상태가 유지되는 경우에 최종 원자로 정지 신호를 출력한다.

제어봉 구동부(240)는 원자로 정지 신호는 제어봉 구동장치(도시도지 아니함)에 공급되는 전원을 차단함으로써 제어봉이 중력에 의하여 원자로 내부로 자유낙하하여 원자로가 정지되게 한다.

도 5는 DNBR 정지 기능과 LPD 정지 기능이 FPGA로 구현되는 바이스테이블 프로세서(20)에 통합되는 비교논리정보를 생성하기 위한 노심보호 연산기능을 수행하는 정지계통을 보여준다.

바이스테이블 프로세서(20)에서 비교논리정보를 생성하는 단계는, 원자로 냉각제 계통압력과, 증기발생기의 양단 차압과, 노외중성자속 측정치와, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 출력되는 단계(S20)와; 상기 단계(S20)에서 출력되는 증기발생기의 입구와 출구의 압력차가 입력되어 유량을 계산하여 출력하고, 노외중성자속 측정치가 입력되어 중성자 출력을 계산하며, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 입력되어 원자로 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S21)와; 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량계산값이 입력되어 반경반향 침두계수를 계산하여 출력하고, 중성자 출력 계산값이 입력되어 축방향 침두계수를 계산하여 출력하며, 원자로 열출력이 입력되어 원자로 출력이 계산되는 단계(S22)와; 상기 단계(S20)에서 출력되는 원자로 온도와, 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수 및 축방향 침두계수가 입력되어 핵비등이탈률을 계산하는 단계(23)와; 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수와 축방향 침두계수 및 원자로 출력값이 입력되어 국부최대출력을 계산하여 출력하는 단계(S24)와; 상기 단계(S23)에서 출력되는 핵비등이탈률과 설정된 원자로 정지설정치와 비교하여 핵비등이탈 정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S25)와; 상기 단계(S24)에서 출력되는 국부최대출력값과 설정된 원자로 정지설정치를 비교하여 국부최대출력정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S26)로 이루어진다.

상기 입력 변수 중에서 노외중성자속 측정치, 원자로 냉각재 배관의 고온관 온도와 저온관 온도정보는 현재의 설계를 이용하고, 원자로 냉각재의 유량을 계산하기 위한 원자로 냉각재 펌프속도 계측은, 기존에 증기발생기의 양단에 설치되는 차압계를 이용하여 대체한다. 이러한 비교논리정보를 생성하는 알고리즘은 종래의 CPCS 프로그램에서의 복잡성을 제거하기 위하여 제어봉집합체 연산기 오류 값과 제어봉집합체 위치정보 및 원자로 냉각재 펌프 속도가 제외되는 것이다.

앞서, 도 2를 참조하여 설명된 종래의 노심보호 연산기의 제어논리와, 상기한 도 5를 비교하여 보면, 종래의 노심보호 연산기에서 노심을 보호하기 위한 각각의 신호는 원자로 냉각재 계통 압력, 제어봉 집합체 연산기 오류값, 원자로 냉각재 펌프 속도, 제어봉 집합체 위치정보, 노외중성자속 측정치, 원자로 고온관과 저온관의 온도를 포함하는 6개의 신호로 이루어지는 것에 비하여, 본 발명에서는 상기 제어봉 집합체 연산기 오류값 및 제어봉 집합체 위치정보가 삭제되어 4개의 입력 신호로 단순화 되어, 신호 처리를 위한 전단 모듈이 삭제되었음을 알 수 있다.

본 발명은 노심보호연산기의 계산기능을 최적화하여 연산 시간을 단축하는 시스템 구성의 복잡성을 줄이기 위해 입력 신호를 단순화하고, 획기적으로 빠른 연산을 제공하는 FPGA와 같은 고성능의 연산소자를 채용하여 계산시간을 줄이도록 한다.

상기한 DNBR 정지 기능과 LPD 정지기능의 신호가 바이스테이블 프로세서(20)에 통합하기 위해서는 CPCS 프로그램의 알고리즘에서 입력변수를 단순화하여야 한다.

본 발명의 CPCS에서 입력변수를 단순화하는 방법의 하나로써, 원자로 냉각재의 유량계산은 증기발생기의 1차측 입구와 출구측의 압력차를 이용하여 계산한다.

상기와 같이 증기발생기의 양단에서의 압력차를 이용하여 원자로 냉각재의 유량을 계산하는 방법은, 종래의 CPCS 프로그램에서 원자로 냉각재 펌프 속도를 사용하는 알고리즘과는 다른 것이다.

본 발명의 CPCS에서 입력변수를 단순화하는 다른 방법으로써,노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향의 출력밀도는 원자로의 열출력에 비례하는 반경방향 출력표(Look-up Table)를 이용하여 추정한다.

이러한 방법은 종래의 CPCS 프로그램에서 제어봉의 위치 정보를 이용하여 노심의 출력을 계산하기 위해 필요한 반경방향 출력밀도를 간접 추정하던 방식과는 달리 제어봉 위치를 측정하고 신호를 처리하는 과정이 삭제된다.

또한, 본 발명의 CPCS 프로그램은, 종래의 CPCS 프로그램에서, UPDATE 블록과 STATIC 블록으로 나누어져 있는 DNBR, LPD 계산 프로그램을 하나의 노심보호연산 블록으로 통합한다. 이를 위해서 2초마다 정적 계산을 실시하는 STATIC 블록의 계산 알고리즘과 UPDATE 블록의 갱신 알고리즘을 50msec 요건에 맞도록 통합하여 단순화한다. 본 발명에서는 기존의 STATIC 알고리즘에서 계산하는 임계열속과 국부열속 계산 알고리즘은 그대로 사용하되, FPGA와 같은 빠른 연산속도를 가진 소자를 이용하여 50msec 이내로 계산이 가능하도록 한다. 또한 UPDATE에서 과도상태시 적절하게 응답할 수 있도록 핫핀 열속 분포와 증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 갱신하는 절차가 통합된다.

이러한 노심보호연산 블록의 통합은, 본 발명의 바이스테이블 프로세서(20)가 FPGA (Field Programmable Gate Array)에 의하여 구현됨으로써, 50msec 보다 빠른 연산이 한 번에 가능하므로 UPDATE 블록과 STATIC 블록을 통합하여 계산하는 것이 가능하다. 이로써, 50msec마다 계산 결과를 출력해야 하는 CPCS 계통 성능 요건에 부합할 수 있게 된다.

증기발생기 1차측 차압을 이용하여 질량유량을 구하는데 필요한 변수를 함수로 표시하면, 아래의 수학식 1과 같다.

여기서, Mc : 질량유량

Δp : 증기발생기 1차측 압력차

C : 유량 방출계수

β : 차압계의 입력단 및 방출단 단면적 비율

ε : 팽창계수

ρ: 유체 밀도

d : 원자로 냉각재 배관 내경이다.

본 발명에 따르는 질량유량의 계산은 원자로 냉각재 배관의 기하학적 형상이 유량측정 결과에 불확실도가 크므로 정기적으로 보정하여야 한다. 이러한 기하학적 형상은 원자로 냉각재 배관에 이중 곡관부 (Double Elbow)가 형성되어 최적의 유량측정 조건인 잘 발달된 난류형상을 갖지 못해, 배관내 유속 분포가 연속적으로 변화하는 현상에 따른 것이다.

이러한 불확실도는 제시된 "비특허문헌 1"에서 약 1.6% 정도로 산정되고 있으므로 정기적인 보정을 통해 불확실도를 최적화하는 노력이 요구된다.

이를 위해 도 5에 나타낸 바와 같이 냉각재 유량과 증기발생기 1차계통 배관 및 냉각재 배관정보, 그리고 냉각재계통 온도에 의한 엔탈피를 이용하여 1차로 원자로 냉각재의 열량을 측정한다.

이 측정결과는 매 1시간 마다 측정하는 2차측 열량 측정결과와 노심운전 제한치 감시계통에서 계산하는 1차측 열량 측정 결과와 비교하고 보정을 실시한다. 이 보정을 통해 냉각재 유량이 다시 측정되고, 이 결과에서 유량을 다시 산정하게 된다. 단, 비교 및 보정은 실시간이 아닌 오프라인으로 12시간마다 실시한다.

아래의 수학식 2는 2차측 계산 열량과 COLSS 계통에서 계산된 열량 비교를 통해 보정된 냉각재 열량 q를 증기발생기 입력단의 엔탈피 h _i 과 출구단 엔탈피 h _o의 차로 나누어서 보정 냉각재 유량을 계산하는 공식이다.

도 6은 증기발생기 차압을 이용한 냉각재 유량 계산 및 2차측 열출력 및 COLSS 열출력 계산 결과를 이용한 보정 프로세스를 나타낸다.

상기 보정 프로세스는, 도 6에서 보듯이, 증기발생기의 양단 차압을 이용한 원자로 냉각재 유량계산 및 원자로 열출력을 계산하는 방법은, 증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 입력하는 단계(S30)와; 상기 단계(S30)에서 입력된 증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 이용하여 원자로 냉각재의 열출력을 계산하는 단계(S31)와; 터빈측 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S32)와; 노심운전 감시장치(COLSS)의 계산결과를 출력하는 단계(S33)와; 상기 단계에서 출력되는 원자로 냉각재의 열출력값과 터빈측 열출력값과 및 노심운전 감시장치의 계산 결과값을 비교하는 단계(S34)와; 상기 단계(S34)에 따라 보정된 원자로 냉각재 열출력값을 출력하는 단계(S35);로 이루어진다.

본 발명에 따라, 핵비등이탈률 계산과 국부최대출력을 위해 필요한 변수들을 간략화한다. 이를 통해 별도의 계통 (하드웨어와 소프트웨어)를 이용하여 구현하던 노심보호연산기의 기능을 원자로정지계통의 정지 변수 중 하나로 포함시켜 단순화하는 것이 가능하게 된다.

DNBR 과 LPD를 계산하기 위하여 가장 뜨거운 핫핀을 구한다.

실린더형 원자로에서 핫핀을 선정하기 위해서는 반경방향의 첨두계수와 축방향 첨두계수를 각각 구한 후 이를 곱해 합성 첨두계수를 구해야 한다.

축방향은 노외 중성자속 검출기를 이용하여 수직방향의 20개 노드를 선정하여 이 중 가장 뜨거운 부분을 구할 수 있으나 문제는 반경방향의 값을 구하는 방법이다. 종래의 OPR-1000, APR-1400 원자로에서는 이를 제어봉 위치 정보를 이용하여 테이블 형태로 작성된 제어봉 위치 대비 반경방향 출력분포 표로 해결하였으나 제어봉 위치정보를 노심보호연산기에서 사용하기 위해서는 하드웨어 구성이 복잡한 문제가 있었다.

따라서 본 발명에서는 제어봉 위치정보 대신 원자로출력을 이용하는 방법을 사용하여 제어봉 위치 정보 수신 및 처리에 필요한 하드웨어 제어모듈이 필요 없도록 한다.

도 7은 본 발명에서 원자로 출력을 이용하여 핫핀 출력분포의 합성과정을 나타낸 순서도를 보여주고 있다.

이 도면을 참조하면, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는, 원자로 출력이 입력되는 단계(S40)와; 원자로 출력을 이용하여 원자로 출력에 대비되는 제어봉 위치 정의 테이블을 생성하는 단계(S41)와; 상기 단계(S41)에서 생성된 제어봉 위치 정의 테이블에 따라 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블을 생성하는 단계(S42)와; 노외 중성자속 검출기의 신호를 출력되는 단계(S43)와; 상기 단계(S43)에서 출력된 노외 중성자속 검출기의 신호가 입력되어 축방향 출력분포를 합성하고, 첨두계수를 계산하는 단계(S44)와; 상기 단계(S42)에서 출력되는 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블과, 상기 당계(S44)에서 출력되는 축방향 출력분포 및 첨두계수가 입력되어 핫핀의 출력분포를 합성하는 단계(S45)와; 상기 단계(S45)에서 출력되는 핫핀의 출력분포를 핵비등이탈률 계산 루틴에 출력하는 단계(S46) 및 국부최대출력 계산 루틴에 출력하는 단계(S47)를 포함하여 이루어진다.

상기에서 핫핀의 출력분포 합성 결과는, 예를 들어, 원자로의 100% 출력시에는 5번 제어봉 그룹의 4cm 정도가 삽입되고 모든 제어봉이 인출되므로, 정상적인 상태에서의 제어봉 위치를 예측할 수 있다. 다만, 비정상 상태하에서 제어봉 위치 불일치가 일어날 경우, 이는 운전원이 원자로를 수동 정지하도록 한다.

본 발명에서 원자로 출력은 제어봉 위치 예측 정보로 활용되므로 핫핀을 계산하는 절차는 기존의 방법을 사용한다.

한편, DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는, 임계열속과 국부열속을 1차 계산한 후 증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 결과값을 갱신하는 절차에 따라 임계열속 및 국부열속의 평균출력을 계산한다.

또한, 계산된 평균출력을 불확실도와 출력 바이어스 불확실도를 보상하여 노심 평균 출력을 산정한 후, LPD 계산 불확실도를 고려하여 갱신된 국부출력밀도를 구한다.

상기에서 다음은 1차적으로 계산된 DNBR 값을 최적값으로 갱신하는 절차는,

증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 갱신된 임계열속을 계산하고, 연료봉 첨두계수, 갱신된 평균 중성자 출력을 이용하여 갱신된 국부열속을 구한 다음, 상기 갱신된 임계열속과 상기 국부열속을 이용하여 DNBR값을 갱신한다.

상기에서 1차적으로 계산된 LPD 값을 최적값으로 갱신하는 절차는, 출력 불확실도와 출력 바이어스 불확실도를 보상하여 노심 평균 출력을 구하고, 계산된 노심 평균 출력에 사분출력 경사비 허용치, 3차원 첨두계수를 보정한 평균 출력을 산출한 다음, LPD 계산 불확실도를 고려하여 갱신된 국부출력밀도를 구한다.

200 : 감지수단 210 : 바이스테이블 프로세서
220 : 국부동시논리부 230 : 정지개시부
240 : 제어봉 구동부

Claims (7)

1. 4개의 채널을 구비하여, 각 채널별로 할당된 원자로 관련 장치들의 파라미터와 설정된 설정값을 비교판단하는 비교논리의 결과값에 따라 원자로 발전설비의 이상 상태가 감지되면 원자로 운전 정지 신호를 출력하여 원자로를 안전하게 정지시킬 수 있게 하는 디지털 원자로 보호 장치에 있어서,
   원자로 관련 장치에 설치되어 동작상태를 감지하는 다수의 감지수단과;
   원자로 관련 장치의 원자로 정지 조건 파라미터의 기준값이 설정치로 설정되고, 프로그램이 가능한 현장 프로그래머블 게이트어레이(FPGA, Programmable Gate Array) 소자를 이용하여 DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호가 프로세서에 통합되어, 상기 센서로부터 측정된 파라미터신호를 입력받아서 비교논리를 수행하여 각 측정치가 상기 원자로 정지 조건 파라미터의 기준치에 도달하였는지를 비교판단하고, 상기 설정치를 초과하면 원자로를 정지시키는 트립신호를 출력하는 바이스테이블 프로세서와;
   상기 4개 채널의 바이스테이블 프로세서에서 출력되는 트립신호에 따르는 비교논리정보가 입력되고, 입력된 비교논리정보를 공정변수별로 비교하여 4개 채널 중 2개 채널 이상이 트립 상태인 공정변수를 결정하고, 4개 채널 중 2개 채널 이상이 트립 상태인 공정변수의 조합에 따라 발전소 보호조치별로 트립여부를 판단하는 국부 동시논리를 수행하여 발전소 보호 조치와 관련된 복수의 동시논리정보를 생성하는 국부동시논리부와;
   상기 국부동시논리부에서 출력되는 복수의 동시논리정보에 대하여 동시논리를 수행하고, 동시논리 수행 결과에 따라 발전소 보호조치를 개시하는 개시신호를 생성하는 정지개시신호부;를 포함하여 상기 정지개시회로부 생성된 개시신호에 따라 원자로 정지 차단 시스템에서 노심을 보호하기 위한정지신호를 발생시키게 되는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치.
2. 4개의 채널을 구비하여, 각 채널별로 할당된 원자로 관련 장치들의 파라미터와 설정된 설정값을 비교판단하는 비교논리의 결과값에 따라 원자로 발전설비에 이상 상태가 감지되면 원자로 운전 정지 신호를 출력하여 원자로를 안전하게 정지시킬 수 있게 하는 원자로 보호 제어 방법에 있어서,
   채널별로 원자력 발전소 관련장치 들의 동작상태를 감지하는 단계와;
   상기 단계에서 채널별로 입력되는 공정변수와 DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호가 통합되는 바이스테이블 프로세서에서 설정값과 비교하는 비교논리를 수행하여, 공정변수별로 트립여부를 나타내는 비교논리정보를 생성하는 단계와;
   상기 단계에서 생성된 비교논리정보를 동채널 및 3개의 타채널로 송신하여 각 채별별로 생성된 비교논리정보를 수집하고, 수집된 비교논리정보에 대해 공정변수별로 국부동시논리를 수행하여 발전소 보호조치와 관련된 동시논리 결과값을 생성하는 단계와;
   상기 단계에서 생성된 동시논리 결과값 따라 발전소 보호 조치를 개시하는 정지개시신호를 출력하는 단계;를 포함하되,
   DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는 원자로 출력에 의하여 제어봉의 위치를 결정하고,
   DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는 임계열속과 국부열속을 1차 계산한 후 증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 결과값을 갱신하는 절차에 따라 임계열속 및 국부열속의 평균출력을 계산하는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
3. 제2항에 있어서,
   바이스테이블 프로세서에서 비교논리정보를 생성하는 단계는,
   원자로 냉각제 계통압력과, 증기발생기의 양단 차압과, 노외중성자속 측정치와, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 출력되는 단계(S20)와;
   상기 단계(S20)에서 출력되는 증기발생기의 입구와 출구의 압력차가 입력되어 유량을 계산하여 출력하고, 노외중성자속 측정치가 입력되어 중성자 출력을 계산하며, 원자로의 고온관과 저온관의 온도가 입력되어 원자로 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S21)와;
   상기 단계(S21)에서 출력되는 유량계산값이 입력되어 반경반향 침두계수를 계산하여 출력하고, 중성자 출력 계산값이 입력되어 축방향 침두계수를 계산하여 출력하며, 원자로 열출력이 입력되어 원자로 출력이 계산되는 단계(S22)와;
   상기 단계(S20)에서 출력되는 원자로 온도와, 상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수 및 축방향 침두계수가 입력되어 핵비등이탈률을 계산하는 단계(23)와;
   상기 단계(S21)에서 출력되는 유량 계산값과, 상기 단계(S22)에서 출력되는 반경방향 침두계수와 축방향 침두계수 및 원자로 출력값이 입력되어 국부최대출력을 계산하여 출력하는 단계(S24)와;
   상기 단계(S23)에서 출력되는 핵비등이탈률과 설정된 원자로 정지설정치와 비교하여 핵비등이탈 정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S25)와;
   상기 단계(S24)에서 출력되는 국부최대출력값과 설정된 원자로 정지설정치를 비교하여 국부최대출력정지신호를 발생시켜서 국부동시논리에 출력하는 단계(S26)로 이루어지는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
4. 제2항에 있어서,
   증기발생기의 양단 차압을 이용한 원자로 냉각재 유량계산 및 원자로 열출력 계산결과는
   증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 입력하는 단계(S30)와;
   상기 단계(S30)에서 입력된 증기발생기의 1차측 차압과, 원자로 냉각재(고온과 및 저온관)의 배관 규격과, 원자로 냉각재의 엔탈피를 이용하여 원자로 냉각재의 열출력을 계산하는 단계(S31)와;
   터빈측 열출력을 계산하여 출력하는 단계(S32)와;
   노심운전 감시장치(COLSS)의 계산결과를 출력하는 단계(S33)와;
   상기 단계에서 출력되는 원자로 냉각재의 열출력값과 터빈측 열출력값과 및 노심운전 감시장치의 계산 결과값을 비교하는 단계(S34)와;
   상기 단계(S34)에 따라 보정된 원자로 냉각재 열출력값을 출력하는 단계(S345);로 이루어지는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
5. 제2항에 있어서,
   DNBR 정지기능과 LPD 정지기능의 신호는,
   원자로 출력이 입력되는 단계(S40)와;
   원자로 출력을 이용하여 원자로 출력에 대비되는 제어봉 위치 정의 테이블을 생성하는 단계(S41)와;
   상기 단계(S41)에서 생성된 제어봉 위치 정의 테이블에 따라 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블을 생성하는 단계(S42)와;
   노외 중성자속 검출기의 신호를 출력되는 단계(S43)와;
   상기 단계(S43)에서 출력된 노외 중성자속 검출기의 신호가 입력되어 축방향 출력분포를 합성하고, 첨두계수를 계산하는 단계(S44)와;
   상기 단계(S42)에서 출력되는 원자로의 반경방향 첨두계수를 테이블과, 상기 당계(S44)에서 출력되는 축방향 출력분포 및 첨두계수가 입력되어 핫핀의 출력분포를 합성하는 단계(S45)와;
   상기 단계(S45)에서 출력되는 핫핀의 출력분포를 핵비등이탈률 계산 루틴에 출력하는 단계(S46) 및 국부최대출력 계산 루틴에 출력하는 단계(S47)를 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
6. 제2항에 있어서, 계산된 평균출력을 불확실도와 출력 바이어스 불확실도를 보상하여 노심 평균 출력을 산정한 후, LPD 계산 불확실도를 고려하여 갱신된 국부출력밀도를 구하는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
7. 제2항에 있어서,
   1차 계산된 DNBR 값을 최적값으로 갱신하는 절차는,
   증기건도, 압력 및 유량값을 사용하여 갱신된 임계열속을 계산하고,
   연료봉 첨두계수, 갱신된 평균 중성자 출력을 이용하여 갱신된 국부열속을 구한 다음,
   상기 갱신된 임계열속과 상기 국부열속을 이용하여 DNBR값을 갱신하는 것을 특징으로 하는 가압경수로형 원자로 보호 장치의 제어 방법.
   

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