KR20220053176A - Monitoring Methodology of Demonstration Irradiated Fuel for CANDU - Google Patents

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KR20220053176A
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Abstract

The present invention relates to a heavy water reactor test loaded fuel core monitoring method and to a heavy water reactor test loaded fuel core monitoring method for evaluating the performance of test loaded fuel in a heavy water reactor nuclear power plant. The heavy water reactor test loaded fuel core monitoring method comprises: (a) a step of selecting a low-power channel and a medium-power channel with a flow meter among multiple channels for a fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant; and (b) a step of checking the soundness during the combustion test to monitor core parameters at the loaded position of test loaded fuel in the heavy water reactor nuclear power plant. Therefore, it is possible to establish a test loaded fuel performance evaluation methodology at the heavy water reactor nuclear power plant and to evaluate the test loaded fuel performance at the heavy water reactor nuclear power plant to obtain permission for full loading.

Description

중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법{Monitoring Methodology of Demonstration Irradiated Fuel for CANDU}Heavy Water Reactor Demonstration Irradiated Fuel for CANDU

본 발명은 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 중수로 원전에서 시범장전연료 성능을 평가하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법에 관한 것이다. The present invention relates to a heavy water reactor pilot fuel core monitoring system and method, and more particularly, to a heavy water reactor pilot loading fuel core monitoring system and method for evaluating the pilot loading fuel performance in a heavy water reactor nuclear power plant.

일반적으로, 중수로 노심은 연료구성성분, 연소정도, 출력제어 반응도 제어장치의 상태, 전체적인 중성자속의 모양, 국부적인 중성자속 모양 등 출력에 영향을 미치는 다양한 출력변동요인을 가지고 있다.In general, the heavy water reactor core has various output fluctuation factors that affect the output, such as fuel composition, combustion degree, output control reactivity, state of the control device, overall shape of neutron flux, and shape of local neutron flux.

이러한 출력변동요인에 의해 380개의 채널출력 및 첨두계수와, 4,560개의 다발출력이 각각 다르며 연료교체마다 수시로 변화하게 된다. 연료의 교체후 3일간은 연료교체 결과가 출력을 결정하게 되므로, 연료교체 후 출력의 변화를 예측하는 것은 매우 중요하다.Due to these output fluctuation factors, 380 channel output and peak coefficient and 4,560 bundle output are different, and they change frequently for every fuel change. For 3 days after fuel replacement, the result of fuel replacement determines the output, so it is very important to predict the change in output after fuel replacement.

종래, 공개특허 제2012-0030287호에 의하면, a) 연료교체이력 및 액체영역제어계통의 수위를 노심코드 방정식에 입력하여 포스트 시뮬레이션을 획득하는 단계, b) 다수의 바나듐 검출기의 출력을 플럭스 매핑하는 단계, c) 교체할 연료관의 특성을 원자로 설계자가 제공한 노심코드 방정식에 입력하여 프리 시뮬레이션을 획득하는 단계, d) c단계의 결과와 a단계의 결과 차를 구하고, 그 차의 결과를 b단계의 결과에 더하여 예측 출력치를 산출하는 단계를 포함한다.Conventionally, according to Patent Publication No. 2012-0030287, a) obtaining a post-simulation by inputting the fuel change history and the level of the liquid region control system into the core code equation, b) flux mapping the outputs of a plurality of vanadium detectors Step, c) obtaining a pre-simulation by inputting the characteristics of the fuel pipe to be replaced into the core code equation provided by the reactor designer, d) finding the difference between the result of step c and the result of step a, and the result of the difference in b and calculating a predicted output value in addition to the result of the step.

이에, 가압중수로형(CANDU) 원전인 월성에서 연료변경을 추진하는데, 아직까지 연소시험 후, 변경된 연료를 노심에 장전한 사례가 없고, 연료변경에 따른 두가지 연료를 혼합으로 장전시 연소시험 결과를 수행하여 인허가 기관에게 제출하여 안전함을 입증하여야 상용장전이 가능하다. 이러한 상용장전을 위한 사전 연소시험이라 각종 노심변수 감시가 요구된다. 이러한 연료변경에 따른 두 가지 연료를 도 1에 도시된 바와 같이 380개 채널 중 노심 어느 위치에 장전하여 연소시험을 수행할 것인지에 대한 방법론과 전략이 시급한 실정이다.Accordingly, Wolseong, a pressurized heavy water reactor (CANDU) nuclear power plant, is promoting a fuel change, but there has been no case of loading the changed fuel into the core after the combustion test. Commercial loading is possible only when it is performed and submitted to the licensing authority to prove it is safe. As this is a pre-combustion test for commercial loading, monitoring of various core variables is required. As shown in FIG. 1, methodologies and strategies for performing a combustion test by loading two fuels according to such a fuel change in a core position among 380 channels are urgently needed.

본 발명은 상술한 문제를 해결하고자 고안한 것으로, 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 채널 위치를 선정하고 장전된 위치에서 노심변수를 감시하는데 목적이 있다. 또한 노심내 연소시험을 위해 유량계측기가 있는 노심 외곽의 저출력 채널 및 연료 손상을 방지하기 위해 고출력 채널이 아닌 중간출력 채널을 선정하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법을 제공함에도 목적이 있다.The present invention has been devised to solve the above-described problem, and an object of the present invention is to select a channel position for a fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant and to monitor a core variable at a loaded position. It also aims to provide a heavy water reactor pilot fuel core monitoring system and method for selecting an intermediate output channel instead of a high output channel to prevent fuel damage and a low output channel outside the core with a flow meter for an in-core combustion test.

본 발명은 중수로 시범장전연료 노심감시 방법에서, (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및 (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함하며, 상기 (b)단계는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하는 것을 일 측면으로 한다.The present invention provides a method for monitoring a fuel core for pilot loading of a heavy water reactor, comprising the steps of: (a) selecting a low output channel and an intermediate output channel with a flow meter among a plurality of channels for a fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant; and (b) checking the integrity during the combustion test to monitor the core variables at the location where the pilot fuel was loaded in the heavy water reactor nuclear power plant, wherein the step (b) includes: confirming the possibility of fuel replacement, maintaining the combustion state; One aspect is to check the soundness during the combustion test, which includes whether the channel output exceeds the set standard, the output increase due to fuel replacement, the reactor output monitoring, the flow rate change of the flow meter, and the presence or absence of defects.

본 발명에 따르면, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능 평가방법론을 정립하고, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능을 평가하여 전량장전 인허가 취득을 할 수 있는 효과가 있다.According to the present invention, there is an effect of establishing a test-loading fuel performance evaluation methodology in a heavy-water nuclear power plant and evaluating the test-loading fuel performance in a heavy-water nuclear power plant to obtain a full-loading license.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 중수로 노심 채널 위치를 나타낸 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템의 구성을 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법을 나타낸 흐름도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 연소시험중 건전성 확인 방법 설정을 설명하기 위한 흐름도이다.1 is a diagram illustrating a location of a heavy water reactor core channel in a method for monitoring a fuel core for a heavy water reactor demonstration loading according to an embodiment of the present invention.
2 is a diagram showing the configuration of a heavy water reactor pilot fuel core monitoring system according to an embodiment of the present invention.
3 is a flowchart illustrating a method for monitoring a heavy water reactor pilot fuel core according to an embodiment of the present invention.
4 is a flowchart for explaining the setting of a soundness check method during a combustion test of a heavy water reactor pilot fuel core monitoring method according to an embodiment of the present invention.

본 발명의 실시예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한, 본 명세서에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.Specific structural or functional descriptions presented in the embodiments of the present invention are only exemplified for the purpose of describing embodiments according to the concept of the present invention, and the embodiments according to the concept of the present invention may be implemented in various forms. In addition, it should not be construed as being limited to the embodiments described herein, and it should be understood to include all modifications, equivalents and substitutes included in the spirit and scope of the present invention.

한편, 본 발명에서 제1 및/또는 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 한정되지는 않는다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소들과 구별하는 목적으로만, 예컨대 본 발명의 개념에 따른 권리 범위로부터 벗어나지 않는 범위 내에서, 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소는 제1 구성요소로도 명명될 수 있다.Meanwhile, in the present invention, terms such as first and/or second may be used to describe various components, but the components are not limited to the terms. The above terms are used only for the purpose of distinguishing one component from other components, for example, within the scope without departing from the scope of the rights according to the concept of the present invention, the first component may be named as the second component, Similarly, the second component may also be referred to as the first component.

이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예를 설명한다. 본 발명의 실시예를 설명함에 있어서, 관련된 공지기능 혹은 구성에 대한 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 설명을 생략하였다.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings. In the description of the embodiment of the present invention, if it is determined that the description of a related known function or configuration may unnecessarily obscure the gist of the present invention, the description thereof is omitted.

본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 채널 위치를 선정하고 장전된 위치에서 노심변수를 감시하는 방법을 도출하는 방안이다.The heavy water reactor pilot fuel core monitoring method according to an embodiment of the present invention is a method of deriving a method for selecting a channel location for a fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant and monitoring the core variable at the loaded location.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템의 구성을 나타낸 도면이다. 도 2에 도시된 바와 같이, 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템(1)은 채널 선정부(100), 건전성 확인부(200)를 포함한다.2 is a diagram showing the configuration of a heavy water reactor pilot fuel core monitoring system according to an embodiment of the present invention. As shown in FIG. 2 , the heavy water reactor pilot fuel core monitoring system 1 includes a channel selection unit 100 and a soundness checking unit 200 .

채널 선정부(100)는 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정한다.The channel selection unit 100 selects a low-output channel and an intermediate-output channel having a flow meter among a plurality of channels for fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant.

여기서, 노심내 연소시험이 이루어질 채널을 선정하는 과정에서 380개 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널과 380개 채널중 중간출력 채널을 선정한다.Here, in the process of selecting the channel for the in-core combustion test, among 380 channels, a low-power channel with a flow meter and an intermediate-output channel among 380 channels are selected.

건전성 확인부(200)는 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 구성이다. 이러한 건전성 확인부(200)는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인한다.The soundness check unit 200 is configured to check the soundness during a combustion test in order to monitor the core variable at the position where the pilot fuel is loaded in the heavy water reactor. The soundness check unit 200 checks the possibility of fuel replacement, maintains the combustion state, whether or not the set standard for channel output is exceeded, output increase due to fuel replacement, reactor output monitoring, flow rate change of the flow meter and check for defects. Integrity is checked during the test.

이러한 기능을 수행하기 위한 건전성 확인부는 연료교체 가능성 확인모듈(210), 연소상태 유지모듈(220), 설정기준 초과여부 확인모듈(230), 연료교체 출력감시모듈(240), 원자로 출력감시모듈(250), 유량변화모듈(260), 결함유무 확인모듈(270)을 포함한다.The health check unit for performing these functions includes a fuel replacement possibility checking module 210, a combustion state maintenance module 220, a setting standard exceeding check module 230, a fuel replacement output monitoring module 240, a nuclear reactor output monitoring module ( 250), a flow rate change module 260, and a defect check module 270.

연료교체 가능성 확인모듈(210)은 연료교체 가능성을 확인하기 위해 유량막힘에 의한 연료이송 가능이 확인되는지 여부와 별도의 Tool(FARE:Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부로 연료교체 가능성을 확인하기 위한 구성이다. 이러한 연료교체 가능성 확인모듈은 유량막힘에 의한 연료이송이 가능한지, 별도의 Tool을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부에 따라 연료교체 가능성을 판단하는 구성이다. 연료교체 가능성을 확인하는데 있어서 채널 내 12개 다발을 모두 변경된 새로운 다발로 장전하여 체류하는 경우와 채널 내 두 가지 연료 혼합노심 체류의 경우가 있고, 연료교체 가능성 검토는 저유량 위치 및 고유량 위치 각각 검토하여 판단한다. 즉, 연료교체 가능성 확인은 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 혼합노심 체류 채널과 향후 채널 내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 구성이다.The fuel exchange possibility confirmation module 210 determines whether fuel transfer is possible due to flow blockage in order to check the fuel exchange possibility and replaces the fuel for the replacement channel using a separate tool (FARE: Flow Assist Ram Extension Tool). It is a configuration to check whether fuel replacement is possible or not. This fuel replacement possibility check module is configured to determine the fuel replacement possibility depending on whether fuel transfer is possible due to flow blockage or whether fuel replacement is possible for the replacement channel using a separate tool. In confirming the possibility of fuel replacement, there are cases where all 12 bundles in the channel are loaded and stayed with the new bundles changed, and there are cases where there are two fuel mixed cores in the channel. Review and judge. That is, the fuel exchange possibility check is a performance check configuration to check whether there is a problem when both fuels in the mixed core residence channel coexist in the channel and the changed fuel in the channel in the future exist.

연소상태 유지모듈(220)은 가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지여부를 확인하는 구성이고, 설정기준 초과여부 확인모듈(230)은 다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인하는 구성이며, 연료교체 출력감시모듈(240)은 연료교체로 인한 출력상승 경험여부를 확인하는 구성이다.The combustion state maintenance module 220 is configured to check whether the maximum combustion state is maintained by staying in the core for as long as possible. The fuel replacement output monitoring module 240 is configured to check whether an output increase due to fuel replacement is experienced.

이러한 연소상태 유지모듈(220), 설정기준 초과여부 확인모듈(230), 연료교체 출력감시모듈(240)은 노심코드를 이용하여 주 2회 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부를 감시한다. 여기서, 설정기준 초과여부는 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부에 해당하는 것이다.The combustion state maintenance module 220, the setting standard exceeding check module 230, and the fuel replacement output monitoring module 240 use the core code to determine whether the combustion rate, channel, and multiple output exceed the operating limit conditions twice a week using the core code. monitor whether Here, whether the setting standard is exceeded corresponds to whether the channel or multiple output exceeds the operation limit condition.

원자로 출력감시모듈(250)은 다양한 원자로 출력에서 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능을 시험하는 구성이다.The reactor output monitoring module 250 is configured to monitor the reactor output during a combustion test at various reactor outputs to test fuel performance at various outputs.

유량변화모듈(260)은 유량계측기의 유량변화는 연소시험중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정, 정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정, 연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및 해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 수행하는 구성이다. 이러한 유량변화모듈은 유량변화와 해당 채널의 온도변화를 감시하여 변화하는 값들을 입력하는 구성이다. The flow rate change module 260 is a process of checking the flow rate change with a flow meter installed in the channel during the combustion test for the flow rate change of the flow meter, and uses the channel temperature when restarting after stopping to alarm the temperature of the channel temperature monitoring system installed in the power plant It is a configuration that performs the process of monitoring the flow rate decrease using . This flow rate change module is configured to input changing values by monitoring the flow rate change and the temperature change of the corresponding channel.

결함유무 확인모듈(270)은 연소시험중 결함연료판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 주 2회 화학샘플로 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및 결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 수행한다.The defect check module 270 monitors the nuclide concentration of the defective fuel discrimination system during the combustion test in real time, and monitors the change in the nuclide concentration with chemical samples twice a week, and the total count rate of the defective fuel location detection system and the corresponding channel. The process of determining the presence or absence of a defect is performed by measuring the defect discrimination ratio.

앞서 언급한 각 구성들은 연소시험중 건전성을 확인하기 위해 점검 또는 확인여부에 따라 그 결과 또는 판단결과들을 각 수행 과정에서 입력하여 연소시험중 건전성을 확인할 수 있다.In order to check the soundness of each of the above-mentioned components during the combustion test, the results or judgment results can be inputted in each execution process depending on whether the inspection or confirmation is performed to confirm the soundness during the combustion test.

한편, 도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법을 나타낸 흐름도이다.Meanwhile, FIG. 3 is a flowchart illustrating a method for monitoring a heavy water reactor pilot fuel core according to an embodiment of the present invention.

도 3에 도시된 바와 같이, 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 (a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및 (b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함한다.As shown in FIG. 3 , the method for monitoring a fuel core for pilot loading of heavy water reactor includes the steps of (a) selecting a low output channel and an intermediate output channel having a flow meter among a plurality of channels for a fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant; and (b) checking the integrity during the combustion test to monitor the core variables at the location where the pilot fuel was loaded in the heavy water reactor nuclear power plant.

이러한 (b) 단계에서 연소시험중 건전성은 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함한다.In this step (b), soundness during the combustion test includes checking the possibility of fuel replacement, maintaining the combustion state, exceeding the set standard for channel output, increasing the output due to fuel replacement, monitoring the reactor output, and checking the flow rate change of the flow meter and the presence or absence of defects. include

도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법의 연소시험중 건전성 확인 방법 설정을 설명하기 위한 흐름도이다. 도 4에 도시된 바와 같이, (1)연료교체 가능성 확인, (2)가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지, (3)다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인, (4)연료교체로 인한 출력상승 경험, (5)다양한 원자로 출력에서 연소, (6)유량변화 점검, (7)결함유무 확인을 포함한다.4 is a flowchart for explaining the setting of a soundness check method during a combustion test of a heavy water reactor pilot fuel core monitoring method according to an embodiment of the present invention. As shown in Fig. 4, (1) check the possibility of fuel replacement, (2) maintain maximum combustion state by staying in the core for as long as possible, (3) check whether the operation limit conditions for bundle and channel output are complied with, (4) fuel replacement It includes experience of power increase due to (5) combustion at various reactor outputs, (6) flow change check, and (7) defect check.

연소시험 중, (1)연료교체 가능성 확인을 위해 채널내 12개 다발을 모두 변경된 새로운 다발로 장전하여 체류, 채널내 두 가지 연료 혼합노심 체류가 있는데 저유량 위치 및 고유량 위치 각각 연료교체 가능성을 검토한다. 즉, 연소시험 중, (1)연료교체 가능성 확인을 위해 채널 내 유량막힘에 의한 생성된 FORCE로 연료교체가 가능한지 확인하는 방법과 별도의 Tool(FARE : Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체 가능한지 확인하는 과정을 수행한다. 이러한 과정에서 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 채널과 향후 채널내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 방법이다.During the combustion test, (1) In order to check the possibility of fuel replacement, all 12 bundles in the channel were loaded with new bundles and stayed, and there are two types of fuel mixed core retention in the channel. review That is, during the combustion test, (1) To check the possibility of fuel replacement, the method of checking whether fuel replacement is possible with the force generated by the flow blockage in the channel and the replacement using a separate tool (FARE: Flow Assist Ram Extension Tool) Perform the process of checking whether the fuel can be replaced for the channel. In this process, it is a performance checking method to check whether there is a problem when both the fuel in the channel coexist and the fuel in the future channel coexist.

또한, 연소시험 중 건전성 확인 방법중 (2)가능한 장기간 노심체류로 최대 연소상태 유지, (3)다발, 채널출력에 대한 운전제한조건 준수 유무 확인, (4)연료교체로 인한 출력상승 경험 항목은 노심코드를 이용하여 주 2회 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건 초과여부를 감시하는 항목이다.In addition, among the methods to check the soundness during the combustion test, (2) maintain maximum combustion state by staying in the core for as long as possible, (3) check whether operation limit conditions for bundle and channel output are complied with, and (4) experience increase in output due to fuel replacement This item monitors whether the burn rate, channel, and multiple output exceed the operating limit conditions twice a week using the core code.

(5)다양한 원자로 출력에서 연소 항목은 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능 시험하는 항목이다.(5) Combustion at various reactor outputs is an item to test the fuel performance at various outputs by monitoring the reactor output during the combustion test.

(6)유량변화 점검은 연소시험 중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정, 정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정, 연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및 해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 포함한다.(6) Flow rate change check is the process of checking the flow rate change with the flow meter installed in the channel during the combustion test, and when restarting after stopping, the flow rate is reduced using the temperature alarm of the channel temperature monitoring system installed in the power plant using the channel temperature. It includes the process of monitoring, the process of checking whether the flow rate has decreased using the differential pressure of the fuel exchanger before and after replacing the fuel, and the process of monitoring the temperature change using the temperature measuring device of the corresponding channel.

(7)결함유무 확인은 연소시험 중, 연소시험 중 결함연료판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 주 2회 화학샘플로 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및 결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 포함한다.(7) Defect check is the process of monitoring the nuclide concentration of the defective fuel identification system in real time during the combustion test and during the combustion test, monitoring the change in the nuclide concentration with chemical samples twice a week, and the total count rate of the defective fuel location detection system and It includes the process of determining the presence or absence of a defect by measuring the defect determination ratio of the corresponding channel.

본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 시범장전연료 노심감시 방법은 중수로 원전에서 시범장전 연료성능 평가방법론을 정립하고, 중수로 원전에서 시범장전 연료성능을 평가하여 전량장전 인허가 취득을 할 수 있는 효과가 있다.The heavy water reactor test loading fuel core monitoring method according to an embodiment of the present invention establishes a test loading fuel performance evaluation methodology in a heavy water reactor nuclear power plant, evaluates the pilot loading fuel performance in a heavy water reactor nuclear power plant, and obtains a license for full loading. .

이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 당업자에게 명백할 것이다.The present invention described above is not limited by the above-described embodiments and the accompanying drawings, and it will be apparent to those skilled in the art that various substitutions, modifications and changes are possible without departing from the technical spirit of the present invention.

100 : 채널 선정부
200 : 건전성 확인부
210 : 연료교체 가능성 확인모듈
220 : 연소상태 유지모듈
230 : 설정기준 초과여부 확인모듈
240 : 연료교체 출력감시모듈
250 : 원자로 출력감시모듈
260 : 유량변화모듈
270 : 결함유무 확인모듈100: channel selection unit
200: soundness check unit
210: fuel replacement possibility confirmation module
220: combustion state maintenance module
230: module to check whether the setting standard is exceeded
240: fuel replacement output monitoring module
250: reactor output monitoring module
260: flow rate change module
270: Defect check module

Claims (8)

(a) 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 단계; 및
(b) 상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 단계;를 포함하며,
상기 (b)단계는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
(a) selecting a low-power channel and an intermediate-output channel with a flow meter among a plurality of channels for fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant; and
(b) checking the integrity during the combustion test to monitor the core variable at the position where the pilot fuel is loaded in the heavy water reactor nuclear power plant;
The step (b) is during a combustion test including checking the possibility of fuel replacement, maintaining the combustion state, exceeding the set standard for channel output, increasing the output due to fuel replacement, monitoring the reactor output, changing the flow rate of the flow meter, and checking the presence or absence of defects Heavy water reactor pilot fuel core monitoring method, characterized in that checking the soundness.
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계는,
연료교체 가능성을 확인하기 위해 유량막힘에 의한 연료이송 가능이 확인되는지 여부와 별도의 Tool(FARE:Flow Assist Ram Extention Tool)을 이용하여 교체하는 채널에 대해 연료교체가 가능한지 여부로 연료교체 가능성을 확인하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
The method of claim 1,
The step (b) is,
To check the possibility of fuel replacement, check whether fuel transfer is possible due to flow blockage and whether fuel replacement is possible for the replacement channel using a separate tool (FARE: Flow Assist Ram Extension Tool). Heavy water reactor pilot fuel core monitoring method, characterized in that
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계의 연료교체 가능성 확인은 채널 내 두 가지 연료가 공존하는 혼합노심 체류 채널과 향후 채널 내 변경된 연료가 모두 존재하였을 때 문제가 있는지 확인을 위한 성능확인 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
According to claim 1,
The confirmation of the possibility of fuel replacement in step (b) includes a performance confirmation process for confirming whether there is a problem when both the mixed core residence channel in which two fuels coexist and the changed fuel in the future channel exist A method of monitoring the fuel core for pilot loading of heavy water reactors.
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계의 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승은 노심코드를 이용하여 연소도 및 채널, 다발출력이 운전제한조건을 초과하는지 여부를 감시하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
According to claim 1,
The process of monitoring whether the combustion state, channel output, and output increase due to fuel replacement exceed the operating limit conditions by using the core code for maintaining the combustion state in step (b), exceeding the set standard for channel output Heavy water reactor pilot fuel core monitoring method comprising a.
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계의 원자로 출력 감시는 연소시험중 원자로 출력을 감시하여 다양한 출력에서 연료성능을 시험하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
According to claim 1,
The reactor power monitoring method of step (b) includes the process of monitoring the reactor output during the combustion test and testing the fuel performance at various outputs.
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계의 유량계측기의 유량변화는 연소시험 중 채널에 설치되어 있는 유량계측기로 유량변화를 점검하는 과정,
정지후 재기동시 채널온도를 이용하여 발전소에 설치된 채널온도감시시스템의 온도경보를 이용하여 유량감소를 감시하는 과정,
연료교체전, 교체후 연료교환기 차압을 이용하여 유량감소가 발생하였는지 확인하는 과정 및
해당 채널의 온도 측정기를 이용하여 온도변화를 감시하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
According to claim 1,
The flow rate change of the flow meter in step (b) is a process of checking the flow rate change with a flow meter installed in the channel during the combustion test,
The process of monitoring the flow rate decrease using the temperature alarm of the channel temperature monitoring system installed in the power plant using the channel temperature when restarting after stopping;
The process of checking whether the flow rate has decreased by using the differential pressure of the fuel exchanger before and after replacing the fuel, and
Heavy water reactor pilot fuel core monitoring method, characterized in that it includes the process of monitoring the temperature change using the temperature measuring device of the corresponding channel.
 제1항에 있어서,
상기 (b) 단계의 결함유무 확인은 연소시험 중 결함연료 판별계통의 핵종농도를 실시간으로 감시하고 핵종농도 변화를 감시하는 과정 및
결함연료 위치탐지계통의 계통 총계수율과 해당 채널의 결함판별비를 측정하여 결함유무를 확인하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 방법.
According to claim 1,
The verification of the presence or absence of defects in step (b) is a process of monitoring the concentration of nuclide in the defective fuel discrimination system during the combustion test in real time and monitoring the change in the concentration of nuclide and
A heavy water reactor pilot fuel core monitoring method, characterized in that it includes the process of checking the presence or absence of defects by measuring the total count rate of the defective fuel location detection system and the defect discrimination ratio of the corresponding channel.
 중수로 원전에서 연료변경 연소시험을 위한 다수 채널 중, 유량계측기가 있는 저출력 채널 및 중간출력 채널을 선정하는 채널 선정부; 및
상기 중수로 원전에서 시범장전연료의 장전된 위치에서 노심변수를 감시하기 위해 연소시험중 건전성을 확인하는 건전성 확인부;를 포함하며,
상기 건전성 확인부는 연료교체 가능성 확인, 연소상태 유지, 채널출력에 대한 설정기준 초과여부, 연료교체로 인한 출력상승, 원자로 출력 감시, 유량계측기의 유량변화 및 결함유무 확인을 포함하는 연소시험중 건전성을 확인하는 것을 특징으로 하는 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템.a channel selection unit for selecting a low-power channel and an intermediate-output channel having a flow meter among multiple channels for fuel change combustion test in a heavy water reactor nuclear power plant; and
and a soundness confirmation unit that checks the soundness during the combustion test to monitor the core variable at the position where the pilot fuel is loaded in the heavy water reactor nuclear power plant;
The health check unit checks the health of the combustion test, including checking the possibility of fuel replacement, maintaining the combustion state, exceeding the set standard for channel output, output increase due to fuel replacement, monitoring the reactor output, changing the flow rate of the flow meter, and checking whether there are any defects. Heavy water reactor pilot fuel core monitoring system, characterized in that it confirms.
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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20070116752A (en) * 2006-06-06 2007-12-11 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 Method for analysis of pellet-cladding interaction
KR20100048481A (en) * 2008-10-31 2010-05-11 한국전력공사 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type
KR20180061500A (en) * 2016-11-29 2018-06-08 한국수력원자력 주식회사 Design Method of Channel and Bundle Power

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20070116752A (en) * 2006-06-06 2007-12-11 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 Method for analysis of pellet-cladding interaction
KR20100048481A (en) * 2008-10-31 2010-05-11 한국전력공사 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type
KR20180061500A (en) * 2016-11-29 2018-06-08 한국수력원자력 주식회사 Design Method of Channel and Bundle Power

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
중수로용 개량핵연료 실용화 안전성 평가, 한국전력공사 전력연구원, (2004.01.09.) 1부.)* *

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