KR940026975A - 가압수형 원자로 및 그의 보호방법 - Google Patents
가압수형 원자로 및 그의 보호방법 Download PDFInfo
- Publication number
- KR940026975A KR940026975A KR1019940011340A KR19940011340A KR940026975A KR 940026975 A KR940026975 A KR 940026975A KR 1019940011340 A KR1019940011340 A KR 1019940011340A KR 19940011340 A KR19940011340 A KR 19940011340A KR 940026975 A KR940026975 A KR 940026975A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- control rod
- core
- temperature
- reactor
- fuel assembly
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
가압수형 원자로(PWR)용의 안전 시스템 수준의 낙하된 제어봉 검출 시스템은 안전 시스템 수준의 제어봉 정지 신호를 발생하기 위해 복수개의 트레인(51)으로 배열된 노심 출구 열전기쌍 및 냉각재 유출구 RTD(41, 43)를 이용한다. 그 시스템은 온도 신호로부터 상대적인 출력분포(RD)와 곡률지수(CI)를 발생시키는데, 이들은 각각의 핵연료 집합체(11)에 대한 RD의 공간적인 2차 미분값이다. CI징후는 낙하된 제어봉(35)의 신속하고도 믿을만한 검출을 제공할뿐만 아니라 고장난 또한 고장으로 의심되는 열전기쌍(45)를 명확하게 판정한다.
Description
본 내용은 요부공개 건이므로 전문내용을 수록하지 않았음
제1도는 본 발명을 구체화시킨 가압수형 원자로의 전기적인 출력발생 시스템의 계통도, 제2도는 제1도에서 보인 가압수형 원자로의 노심의 개략적인 단면도이다.
Claims (18)
- 다수의 핵연료 집합체를 가지는 원자로 노심(9)과 ; 상기 원자로 노심의 상기 핵연료 집합체를 통해 냉각재를 순화시키는 수단(33)과 ; 상기 원자로 노심(9)에 삽입가능한 제어봉들(35)과 ; 상기 제어봉들 중의 적어도 어떤 것들을 상기 원자로 노심내로 삽입하고 상기 원자로 노심으로부터 배출하기 위한 제어봉 제어수단(37)과 ; 낙하된 제어봉을 검출하여 낙하된 제어봉을 검출했을 때 상기 원자로 노심(9)으로부터 제어봉들(35)이 배출되는 것을 자동적으로 방지하는 수단(49)을 포함하는 가압수형 원자로.
- 제1항에 있어서, 상기 낙하된 제어봉을 검출하는 수단(49)은 상기 원자로 노심 전체에 걸쳐 분포된 선택된 핵연료 집합체(11)로부터 나오는 상기 냉각재의 온도를 나타내는 온도 신호를 발생하는 온도 센서(45)와 상기 온도 신호에 응답하여 낙하된 제어봉을 인식하고 정지신호를 발생하는 수단(51)을 포함하며, 상기 제어봉 제어수단(37)은 상기 정지 신호에 응답하여 원자로 노심(9)으로부터 상기 제어봉(35)의 배출을 방지하는 가압수형 원자로.
- 제2항에 있어서, 상기 온도센서(45)는 열전기쌍을 포함하고, 상기 온도 신호에 응답하여 낙하된 제어봉을 인식하는 수단(61)은 상기 온도 신호에 응답하여 낙하된 제어봉으로부터 고장 열전기쌍을 구별하고, 낙하된 제어봉에 응답해서만 상기 정지신호를 발생하는 가압수형 원자로.
- 제2항에 있어서, 상기 낙하된 제어봉을 검출하는 수단(49)은 상기 원자로 노심을 통과하는 냉각재의 평균온도변화를 판정하는 수단(41, 43, 55), 상기 평균 온도 변화와 상기 온도 신호로부터 상기 핵연료 집합체의 상대적인 출력편차를 판정하는 수단(59) 및 낙하된 제어봉을 검출하기 위해 상기 상대적인 출력 분포를 처리하는 수단(75-129)을 더 포함하는 가압수형 원자로.
- 제4항에 있어서, 상기 상대적인 출력편차를 처리하는 수단(77-129)은 상기 상대적인 온도 변화의 공간적인 2차 미분값을 나타내는 상기 핵연료집합체의 곡률지수를 발생하는 수단(75)과, 상기 곡률지수로부터 낙하된 제어봉을 인식하는 수단(77-129)을 포함하는 가압수형 원자로.
- 제5항에 있어서, 상기 온도센서(45)는 열전기쌍을 포함하며, 상기 인식수단(77-129)은 상기 열전기쌍이 있는 그리고 그 주위의 핵연료 집합체들의 상기 곡률지수를 분석하여 고장 열전기쌍을 식별하는 수단을 포함하는 가압수형 원자로.
- 제6항에 있어서, 상기 낙하된 제어봉을 검출하는 수단(49)은 상기 원자로 노심(9) 전체에 걸쳐 분포된 상기 열전기쌍(45)들 중의 어떤 것을 제각기 포함하는 다수의 트레인(51)과, 상기 상대적인 온도변화를 결정하는 수단(75)과 상기 곡률지수를 발생하는 수단(59)과, 상기 곡률지수를 분석하여 상기 트레인마다 제어봉 정지 신호를 독립적으로 발생시키는 수단(61)으로 나누어지며, 상기 제어봉 제어수단(49)은 상기 각 트레인으로부터의 상기 제어봉 정지 신호에 응답하여 상기 정지 신호가 인가되는 선택적인 로직(67)을 통해 상기 제어봉의 배출을 방지하는 가압수형 원자로.
- 제6항에 있어서, 상기 곡률지수를 발생시키는 수단(59)은 상기 분석 수단에 의해서 검출되는 고장 열전기쌍을 자동적으로 보상해주는 가압수형 원자로.
- 냉각재 입구(31)로부터 냉각재 출구(21)로 원자로 냉각재가 순환되는 핵연료 집합체(11)를 가진 원자로 노심(9)를 구비한 가압수형 원자로를 보호하는 방법으로서, 상기 원자로 노심(9)에 걸쳐 분포된 핵연료 집합체(11)중의 선택된 것에 안전 시스템 수준의 노심 출구 열전기쌍(45)을 제공하는 단계와 ; 안전 시스템 수준의 노심 출구 열전기쌍(45)이 위치하는 상기 선택된 핵연료 집합체(11)에서 노심 배출 온도를 자동적으로 측정하는 단계와 ; 상기 냉각재 입구와 냉각재 출구에서 안전 시스템 수준의 온도센서(41, 43)에 의해 평균 노심 유입구와 유출구 온도를 자동적으로 측정하는 단계와; 상기 배출 온도와 상기 평균 유입구와 유출구 온도의 패턴을 안전 시스템 수준의 분석기로 자동적으로 분석하여 낙하된 제어봉(35)을 식별하는 단계와 ; 낙하된 제어봉이 식별되었을 때 상기 원자로 노심(9)으로부터의 제어봉(35)을 안전 시스템 수준의 수단(63)으로 자동적으로 방지하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제8항에 있어서, 상기 패턴을 분석하는 단계는 상기 노심 배출 온도로부터 각각의 연료 집합체(11)에 관한 상대적인 출력 편차를 자동적으로 계산하는 단계와 ; 상기 상대적인 출력편차로부터 상기 연료 집합체(11)에 관한 곡률지수를 자동적으로 계산하는 단계와 ; 상기 곡률지수로부터 낙하된 제어봉을 자동적으로 인식하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제10항에 있어서, 상기 곡률지수로부터 고장 열전기쌍을 자동적으로 인식하는 단계를 더 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제11항에 있어서, 고장 열전기쌍(45)의 각 집합체에 관한 상대적인 출력편차 계산을 자동적으로 조정하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제10항에 있어서, 상기 각 연료 집합체에 관한 상대적인 출력편차를 계산하는 단계는 다음 식 1의 관계, 즉(식 1)를 이용하는 단계를 포함하며, 여기서,(L, M) = 열전기쌍 위치ΔT = 연료 집합체 내의 온도 상승ΔTo = 기준 조건에서 연료 집합체 내의 온도 상승ΔTAug = 원자로 용기에 걸친 온도 상승ΔToAug = 기준 조건에서 원자로 용기에 걸친 온도 상승인 가압수형 원자로 보호방법.
- 제13항에 있어서, 상기 곡률지수를 계산하는 단계는 다음 식의 관계, 즉CI(i, 1j) = 4*RD(i, j) - [RD(i-1, j) + RD(i+1, j) + RD(i, j-1) + RD(i, j+1)]를 이용하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제13항에 있어서, 기준 조건에서 연료 집합체(11) 내의 온도 상승 및 상기 노심(9)에 걸친 온도 상승을 주기적으로 수정하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제15항에 있어서, 상기 주기적으로 수정하는 단계는 내심 검출 시스템(17)에 의해 발생된 노심맵들을 사용하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제16항에 있어서, 상기 주기적으로 수정하는 단계는 내심 검출 시스템(47)에 의해 발생된 노심맵들의 사용을 주기적이고도 분석적으로 결정하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.
- 제15항에 있어서, 상기 주기적으로 수정하는 단계는 상기 노심 배출 온도 및 평균노심 유입구 및 유출구 온도로부터 제어봉 이동 방향을 추적하는 단계와, 상기 제어봉 이동 방향을 독립적으로 결정된 제어봉 위치와 비교하는 단계와, 상기 제어봉 이동 방향이 상기 독립적으로 결정된 제어봉 위치에 의해 사실상 확인될 때, 상기 기준 조건에서의 연료 집합체내 온도 상승 및 상기 기준 조건에서의 원자로 용기(5)에 걸친 온도 상승을 연료 집합체(11)내 온도 상승 및 원자로 용기(5)에 걸친 온도 상승의 현재값들로 수정하는 단계를 포함하는 가압수형 원자로 보호방법.※ 참고사항: 최초출원 내용에 의하여 공개하는 것임.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US067,280 | 1993-05-26 | ||
| US08/067,280 US5297174A (en) | 1993-05-26 | 1993-05-26 | Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR940026975A true KR940026975A (ko) | 1994-12-10 |
| KR100333206B1 KR100333206B1 (ko) | 2002-10-18 |
Family
ID=22074937
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1019940011340A KR100333206B1 (ko) | 1993-05-26 | 1994-05-25 | 가압수형원자로및그의보호방법 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US5297174A (ko) |
| EP (1) | EP0626698B1 (ko) |
| JP (1) | JP2912545B2 (ko) |
| KR (1) | KR100333206B1 (ko) |
| CZ (1) | CZ119394A3 (ko) |
| ES (1) | ES2111854T3 (ko) |
| SK (1) | SK281872B6 (ko) |
Families Citing this family (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5745538A (en) * | 1995-10-05 | 1998-04-28 | Westinghouse Electric Corporation | Self-powered fixed incore detector |
| US7596198B1 (en) | 2005-04-01 | 2009-09-29 | Westinghouse Electric Co Llc | Over temperature and over power delta temperature operating margin recovery method and reactor system employing the same |
| US7845223B2 (en) * | 2005-09-08 | 2010-12-07 | General Electric Company | Condensing chamber design |
| JP4585527B2 (ja) * | 2006-03-02 | 2010-11-24 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉システムのトリップ制御方法及び原子炉システム |
| FR2953318B1 (fr) * | 2009-11-30 | 2011-12-09 | Areva Np | Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire |
| US8767903B2 (en) * | 2011-01-07 | 2014-07-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Wireless in-core neutron monitor |
| CN102682862B (zh) * | 2012-05-25 | 2015-03-04 | 中国核动力研究设计院 | 压水堆核电站堆芯热电偶有效性状态在线诊断方法 |
| US9208907B2 (en) | 2012-11-13 | 2015-12-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of validating nuclear reactor in-vessel detector output signals |
| CN106935291B (zh) * | 2015-12-30 | 2018-07-27 | 江苏核电有限公司 | 一种燃料组件变形量双层测量系统及测量方法 |
| JP6362804B1 (ja) * | 2018-02-28 | 2018-07-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子力設備の制御装置及び原子力設備の制御方法 |
| FR3084958B1 (fr) * | 2018-08-09 | 2020-10-23 | Framatome Sa | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire |
| CN112632873B (zh) * | 2020-12-30 | 2022-10-28 | 西安交通大学 | 一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法 |
| CN113871037A (zh) * | 2021-09-14 | 2021-12-31 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆的运行控制方法、装置、计算机设备和存储介质 |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
| JPS57139693A (en) * | 1981-02-23 | 1982-08-28 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Method and device for protecting core at control rod drop |
| US4637910A (en) * | 1984-01-20 | 1987-01-20 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for continuous on-line synthesis of power distribution in a nuclear reactor core |
| US4699749A (en) * | 1985-05-07 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods |
| US4716009A (en) * | 1985-12-17 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Dropped rod protection insensitive to large load loss |
| US4774049A (en) * | 1986-04-10 | 1988-09-27 | Westinghouse Electric Corp. | Two and three dimensional core power distribution monitor and display |
| US4774050A (en) * | 1986-04-10 | 1988-09-27 | Westinghouse Electric Corp. | Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples |
| FR2632761B1 (fr) * | 1988-06-08 | 1990-08-17 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection de la chute d'une grappe de controle d'un reacteur nucleaire |
| US4927594A (en) * | 1988-08-10 | 1990-05-22 | Westinghouse Electric Corp. | Thermocouple based control rod position indication system |
| US5006301A (en) * | 1989-03-22 | 1991-04-09 | Joyner Engineers And Trainers, Inc. | Method and apparatus for control rod drop monitoring |
| US4965040A (en) * | 1989-04-13 | 1990-10-23 | The Babcock & Wilcox Company | Maximum/minimum asymmetric rod detection |
| FR2656415B1 (fr) * | 1989-12-27 | 1993-04-09 | Framatome Sa | Procede et dispositif de mesure simultanee de distance entre tubes metalliques et d'epaisseur d'oxyde sur les tubes. |
-
1993
- 1993-05-26 US US08/067,280 patent/US5297174A/en not_active Expired - Lifetime
-
1994
- 1994-01-19 US US08/183,393 patent/US5373539A/en not_active Expired - Fee Related
- 1994-05-16 CZ CZ941193A patent/CZ119394A3/cs unknown
- 1994-05-25 SK SK617-94A patent/SK281872B6/sk unknown
- 1994-05-25 EP EP94303746A patent/EP0626698B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-25 JP JP6111418A patent/JP2912545B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-25 ES ES94303746T patent/ES2111854T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-25 KR KR1019940011340A patent/KR100333206B1/ko not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR100333206B1 (ko) | 2002-10-18 |
| EP0626698B1 (en) | 1998-01-14 |
| SK61794A3 (en) | 1995-01-12 |
| US5297174A (en) | 1994-03-22 |
| JPH07113895A (ja) | 1995-05-02 |
| ES2111854T3 (es) | 1998-03-16 |
| CZ119394A3 (en) | 1994-12-15 |
| US5373539A (en) | 1994-12-13 |
| SK281872B6 (sk) | 2001-08-06 |
| EP0626698A1 (en) | 1994-11-30 |
| JP2912545B2 (ja) | 1999-06-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR940026975A (ko) | 가압수형 원자로 및 그의 보호방법 | |
| KR940020040A (ko) | 라디칼 형성 공정의 특성 결정 방법 | |
| KR20010031164A (ko) | 원자로 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 감시하여불안정 상태의 개시가 검출될 때 핵반응의 임계 상태를감소시키는 보호 시스템과 핵반응시 원자로 노심 감시 방법 | |
| KR20160055020A (ko) | 데이터 정형화 처리기 및 실시간 제어 분석기를 이용한 사고 회복 방법 및 사고 회복 장치 | |
| US6502018B1 (en) | Method for diagnosis of equipment | |
| EP0925491B1 (en) | Event detection with short and long term averages | |
| KR900009109B1 (ko) | 가압수형 원자로의 코아전력분포의 고장탐지 과정 및 장치 | |
| JPH05196782A (ja) | 制御棒の位置決定方法及び装置 | |
| JPH0231195A (ja) | 原子炉内部への制御クラスタ落下の探知方法とその装置 | |
| Deyst et al. | Sensor validation: a method to enhance the quality of the man/machine interface in nuclear power stations | |
| JPH0815042A (ja) | ガスタービンの作動ガス温度測定装置 | |
| US4627955A (en) | Process for detecting the variations in the reactivity of the core of a pressurized water nuclear reactor and device for making use of this process | |
| Cilliers | Correlating hardware fault detection information from distributed control systems to isolate and diagnose a fault in pressurised water reactors | |
| US6463347B1 (en) | System for detecting occurrence of an event when the slope of change based upon difference of short and long term averages exceeds a predetermined limit | |
| EP2956752B1 (en) | Method for monitoring a structure and monitoring device for the structure | |
| JPS56133636A (en) | Exhaust temperature detection system of gas turbine | |
| JPH1068792A (ja) | 原子力蒸気供給系の温度測定システム及び温度測定方法 | |
| RU2118855C1 (ru) | Способ градуировки внутриреакторных термодатчиков | |
| JPH10282288A (ja) | 原子炉出力測定方法および装置 | |
| Tzanos | On-line validation of safety parameters and fault identification | |
| Hassan et al. | Comparison of measured and predicted thermal mixing tests using improved finite difference technique | |
| JPH0588361B2 (ko) | ||
| JP4429707B2 (ja) | 自動熱的制限値監視装置 | |
| JPS56168204A (en) | Operation guidance equipment | |
| JPH04289495A (ja) | 原子炉中性子検出器の監視装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
| GRNT | Written decision to grant | ||
| FPAY | Annual fee payment | ||
| FPAY | Annual fee payment | ||
| EXPY | Expiration of term |