WO2021096156A1 - 로듐계측기의 수명 연장방법 - Google Patents

로듐계측기의 수명 연장방법 Download PDF

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WO2021096156A1
WO2021096156A1 PCT/KR2020/015367 KR2020015367W WO2021096156A1 WO 2021096156 A1 WO2021096156 A1 WO 2021096156A1 KR 2020015367 W KR2020015367 W KR 2020015367W WO 2021096156 A1 WO2021096156 A1 WO 2021096156A1
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유성훈
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유춘성
유성훈
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a method for extending the life of a plurality of rhodium meters arranged along the height direction of a nuclear fuel assembly, and more particularly, to a change in an exponential value of a sensitivity approximation formula or a change in a double-prime correction constant according to an increase in the amount of accumulated charge at each location of the rhodium meter. It relates to a method for extending the life of a rhodium meter by tracking and calculating and applying it, so that even if the corresponding rhodium meter is less than 1/3 of the initial sensitivity (more than 2/3 burning of rhodium), it can continue to be used.
  • the reactor core which is called the reactor core.
  • Enormous heat is generated by the fission of the nuclear fuel loaded here, and the heat is used to increase the temperature of water (coolant), and then heat exchange in a steam generator to generate steam and turn a turbine to generate electricity.
  • Nuclear fission basically occurs when neutrons are absorbed into nuclear fuel, and since extra neutrons are regenerated at the same time as nuclear fission, continuous fission can be maintained. Therefore, the heat output of the reactor core is determined by the number of neutrons present in the core.
  • the output of the reactor core is the most important factor for the safety of the reactor, and it is strictly forbidden to increase the output beyond the specific output determined in the design process. If the output rises above the design output, it may cause damage to the nuclear fuel, and if the output rises above the cooling capacity of the coolant, the coolant inside the reactor may boil and bubbles may occur.This also increases the pressure inside the reactor as well as damage to the nuclear fuel. This is because it can reach a very dangerous state.
  • the rhodium meter (Republic of Korea Patent No. 1562630) that checks the safety is burning rhodium according to the absorption of neutrons, so that the number of rhodium is continuously decreased, so that the magnitude of the current signal gradually decreases even in the same neutron environment.
  • Sensitivity is characterized by being linearly inversely proportional to the accumulated charge amount. In other words, the sensitivity decreases linearly with the combustion of rhodium, and this relationship is valid until the point where the residual amount of rhodium becomes 1/3 of the initial value and must be replaced afterwards, which becomes a very big problem in terms of cost and radioactive waste treatment. have.
  • the rhodium measuring instrument cannot be replaced during the operation of the reactor, the rhodium measuring instrument that is predicted to be less than 1/3 of the initial sensitivity at the end of the next operation cycle must be replaced in advance during the maintenance period before the start of the next cycle. It is a situation where it is replaced long before, and it is a very heavy burden in the power plant.
  • the present invention has been conceived in view of the above problems, and an object of the present invention is to track and calculate the change in the index value of the sensitivity approximation equation or the change in WPrime correction constant according to the increase of the accumulated charge amount individually by a number of rhodium instruments installed. By applying, it is to provide a method of extending the life of the rhodium meter so that even if the rhodium meter is less than 1/3 of the initial sensitivity (more than 2/3 burning of rhodium), it can continue to be used.
  • the first invention relates to a method for extending the life of a rhodium meter that is arranged in a plurality along the height direction of a nuclear fuel assembly so as to measure the neutrons of nuclear fuel of a nuclear reactor.
  • the second invention is characterized in that in the first invention, optimum output values for all positions of the rhodium measuring instrument in step S30 are calculated by [Equation 1].
  • l is the height of the rhodium measuring instrument from Level-1 to Level-5
  • i is the number of each rhodium measuring instrument in the level
  • P i d (l) is the output value calculated by the design code at each rhodium measuring instrument location for each of the five levels
  • P i c (l) is the output value calculated by CECOR at each rhodium measuring instrument for each of the five levels.
  • the exponent value of the sensitivity approximation equation of the rhodium measuring instrument in step S40 reflects the output value of step S30 in [Equation 2] to calculate the sensitivity approximation exponent value ( ⁇ ), and WPrime correction
  • the constant (W' CF ) is determined by deriving W's prime correction constant (W' CF ) as shown in [Equation 4] from the following [Equation 3] using the sensitivity approximation exponent value ( ⁇ ) of [Equation 2]. Characterized in that.
  • S 0 and Q ⁇ are values provided by the manufacturer of the rhodium measuring instrument
  • Q(t) is the value measured for all rhodium instruments and continuously recorded and stored over time in the power plant computer
  • W 'CF is [Equation 3] index value ( ⁇ ) in the by inducing P m i (l) through the [Formula 1], but keeping to 1.0, such as a conventional scheme W' and then calculates the recalculation in existing designs The value compared to W',
  • W'c is the exponent value ( ⁇ ) of [Equation 3] equal to 1.0, and through [Equation 1] W. Prime newly adjusted according to [Equation 3] based on
  • W'd is W. Prime determined at the design stage.
  • step S60 is used in a rhodium measuring instrument by applying the exponent value of the sensitivity approximation equation of [Equation 2] to the sensitivity by [Equation 5], and the WPrime correction constant of [Equation 4] It is characterized by applying to [Equation 6] to extend the service life of the rhodium meter.
  • S(t) is the sensitivity that decreases with time
  • FIG. 1 is a flow chart of a method for extending the life of a rhodium meter according to the present invention
  • FIG. 2 is a block diagram showing the arrangement of a nuclear fuel assembly loaded in a nuclear reactor and a rhodium meter installed inside the nuclear fuel assembly;
  • FIG. 3 is a view showing a cross-section of a bundle of rhodium instruments extracted from FIG. 2;
  • FIG. 4 is a view showing the exponential value of the approximate sensitivity of the rhodium instrument derived according to the practice of the present invention according to the accumulated charge amount of the rhodium instrument;
  • FIG. 5 is a diagram showing an average value calculated by dividing the accumulated charge amount by 10 coulombs with respect to the sensitivity approximation index value of FIG. 4;
  • FIG. 6 is a diagram showing the W prime correction constant derived according to the practice of the present invention according to the accumulated charge amount of the rhodium measuring instrument;
  • FIG. 7 is a diagram showing an average value calculated by dividing the accumulated charge amount by 10 coulombs with respect to the W prime correction constant of FIG. 6.
  • FIG. 1 is a flow chart of a method for extending the life of a rhodium instrument according to the present invention
  • FIG. 2 is a configuration diagram showing the arrangement of the nuclear fuel assembly loaded in the nuclear reactor and the rhodium instrument installed inside the nuclear fuel assembly
  • FIG. 3 is an excerpt from FIG. It is a view showing the cross section of the rhodium measuring instrument bundle.
  • the present invention relates to a method for extending the life of a rhodium meter arranged in a plurality along the height direction of a nuclear fuel assembly so as to measure neutrons of nuclear fuel of a nuclear reactor.
  • a rhodium meter arranged in a plurality along the height direction of a nuclear fuel assembly so as to measure neutrons of nuclear fuel of a nuclear reactor.
  • step S10 a current signal in amperes caused by electrons emitted as the rhodium of each rhodium meter absorbs neutrons and beta decays is measured.
  • Rh 45 103 , n, Rh 46 104 , and ⁇ - represent rhodium, neutrons, palladium, and electrons, respectively.
  • rhodium present in the rhodium meter absorbs neutrons, it is first converted to Rh 45 104.
  • This isotope Since is unstable, it undergoes beta decay at a slight time interval, is nuclear transformed into Rh 46 104 and emits electrons.
  • the emitted electrons induce a current signal in amperes, and the larger the amount of neutrons, the larger the current signal appears, so the amount of neutrons can be measured using this principle.
  • rhodium meter bundle 30 is inserted into the central hole of a nuclear fuel assembly selected about 1/4 of which,
  • One rhodium measuring instrument bundle consists of five rhodium measuring instruments (40,50,60,70,80) with a length of 40 centimeters, and measures the current signal proportional to the amount of neutrons at the corresponding position at each axial height of the nuclear fuel assembly. The results are stored in the power plant computer 200.
  • rhodium measuring instruments 40, 50, 60, 70, 80
  • a background measuring instrument 90 for measuring the temperature of the coolant is disposed
  • a thermocouple 120 for measuring the cooling water temperature is disposed
  • a filler cable 130 for fixing the gap is disposed. It is fixed by the tube 150.
  • the length of the rhodium measuring instruments arranged for each height in the axial direction is 40 centimeters and is classified into Level-1, Level-2, Level-3, Level-4, and Level-5 from the bottom to the top, respectively.
  • the output of each height of the nuclear fuel assembly is characterized by having a small lower and upper output and a large cosine shape in the center, so the outputs of Level-2, Level-3, and Level-4 are high, and the outputs of Level-1 and Level-5 are high. Is relatively low.
  • the total length of the rhodium instrument bundle is about 40 meters, and neutrons are measured from the outside of the reactor through a guide tube to the inside of the nuclear fuel assembly.
  • the measured current signal is continuously stored in the power plant computer and, if necessary, the information at the desired time is retrieved, and the output of the rhodium measuring instrument position is calculated using the CECOR program, and the output distribution for the entire three-dimensional area can be calculated from the result. have.
  • step S20 position output values of individual rhodium instruments are calculated for each rhodium combustion degree using a CECOR program based on the current signals measured by each of the rhodium instruments.
  • the output-to-response conversion factor (W') is calculated by [Equation 1c] using a core design program (ROCS, ANC, ASTRA, etc.) at the design stage.
  • V meter volume (cm 3 )
  • the numerator is the aggregate power and the denominator is the activation.
  • This value can be calculated in advance using a core design program for each nuclear fuel assembly and combustion degree, and then the position output of the measuring instrument can be calculated through the CECOR program along with the measured current signal as shown in [Equation 1b].
  • step S30 the sum of the total output values of the rhodium measuring instruments for each height direction position calculated by the CECOR program in [Equation 1b] is divided by the sum of the total output values of the rhodium measuring instruments positions for each height position calculated by the design program, and the corresponding height calculated by the design program.
  • the optimum output values for all positions of the rhodium measuring instrument are calculated for each rhodium combustion degree.
  • the output of the position of the rhodium measuring instrument can be calculated using a three-dimensional design code.
  • the output calculated by the design code corresponds to a case where the reactor is normally operated at 100% power, but the actual reactor output changes little by little with time, so there is a problem that the result cannot be directly applied.
  • the output distribution in the axial direction of an actual nuclear reactor continuously vibrates up and down, and there is a problem that this phenomenon cannot be accurately simulated with a design code. Therefore, to solve this problem, the following [Equation 1] is used.
  • the l above indicates the height of the rhodium measuring instrument from Level-1 to Level-5, and the subscript Represents each rhodium measuring instrument in the corresponding level, and indicates 1 to 45 in the case of the Korean Standard Nuclear Power Plant (however, the faulty measuring instrument is excluded from the calculation of the denominator).
  • P i d (l) represents the output calculated by the design code at each rhodium measuring instrument position for each of the five levels
  • P i c (l) is the code with the function of CECOR at each rhodium measuring instrument position for each of the five levels. Represents the output calculated by.
  • Equation 1 can accurately simulate the output state of an actual nuclear reactor in calculating the output of the nuclear fuel assembly at the location where the measuring device is located for each level.
  • step S40 a change in the exponential value of the rhodium measuring instrument sensitivity approximation equation or a double-leu prime correction constant according to an increase in the accumulated charge amount of the rhodium measuring instrument is determined based on the optimum output value calculated for each rhodium combustion degree for all positions of the rhodium measuring instrument.
  • a sensitivity approximation index value ⁇ may be calculated by reflecting the position output of the rhodium measuring instrument calculated by the design code of step S30 and the CECOR program in [Equation 2].
  • S 0 and Q ⁇ are values provided by the rhodium measuring instrument manufacturer, and C and W'are values produced during the design process.
  • Q(t) is a value measured for all rhodium instruments and continuously recorded and stored in the power plant computer over time.
  • I is a value that is continuously measured over time, it actually means I(t)
  • P m is the output value reflected in [Equation 1].
  • W 'CF is W. prime the expression of [Formula 3] in the index value ( ⁇ ) to be 1.0, and the expression of [Formula 1] updated according to the [Equation 3] on the basis of P m i (l) through the tank ⁇ , W'd is W's prime determined in the design stage.
  • step S50 the position output value of the individual rhodium measuring instrument is calculated for each rhodium combustion degree using the determined rhodium measuring instrument sensitivity approximation index value and the WPrime correction constant, and confirmed by comparing and analyzing the output value of the rhodium measuring instrument position in step S20. do.
  • step S60 the exponent value of the determined sensitivity approximation formula or the WPrime correction constant value is applied to the point at which the rhodium of the rhodium meter is burned more than 2/3 to extend the service life of the rhodium meter.
  • step S10 the exponent value of the determined sensitivity approximation formula or the WPrime correction constant value is applied to the point at which the rhodium of the rhodium meter is burned more than 2/3 to extend the service life of the rhodium meter.
  • S(t) represents the sensitivity that decreases with time, and S 0 is the initial sensitivity value.
  • Q(t) is the accumulated charge amount of the generated current signal, and Q ⁇ is the accumulated charge amount generated until rhodium is completely burned.
  • the initial sensitivity S 0 value and the infinite charge Q ⁇ are provided by the manufacturer of the rhodium measuring instrument, and the ⁇ value is applied at the time when the rhodium in the rhodium measuring instrument is burned more than 2/3 of the exponent value of the determined sensitivity approximation.
  • P m , I, S are the output measurement value, the current signal with corrected background, and the sensitivity of the measuring instrument, C is the conversion constant, and W'is the double determined at the design stage.
  • W 'CF is a correction coefficient W. prime.
  • FIG. 4 is a diagram showing the exponent value of the rhodium instrument sensitivity approximation equation derived according to the practice of the present invention according to the accumulated charge amount of the rhodium instrument
  • FIG. 5 is a diagram showing the accumulated charge amount by 10 coulombs for the sensitivity approximation equation exponent value of FIG. 4
  • Fig. 6 is a diagram showing the WPrime correction constant derived according to the implementation of the present invention according to the cumulative charge amount of the rhodium measuring instrument
  • Fig. 7 is the WPrime correction constant of Fig. 6 This is a diagram showing the average value calculated by dividing the accumulated charge amount by 10 coulombs.
  • FIG. 5 shows the index value of the sensitivity approximation equation of FIG. 4 by dividing the accumulated charge amount by 10 coulombs, calculating the average value, and adding a linear trend line. As the accumulated charge amount increases, the exponent value of the sensitivity approximation equation is slightly It shows a characteristic that decreases gradually, and the cumulative charge is predicted to be approximately 0.96 at 250 coulombs.
  • FIG. 7 shows the average value of the accumulated charge by dividing the accumulated charge amount by 10 coulombs for the correction constant of FIG. 6 and then together with the quadratic function trend line. It shows a characteristic of decreasing, and the cumulative charge is predicted to be about 0.96 at 250 coulombs. Therefore, up to 170 coulombs of accumulated charge, the W'calculated in the existing design calculated at the design stage is used as it is, and from above this, a more accurate output distribution can be calculated by using the W's prime correction constant (W' CF ). It is believed that it can also be extended.
  • W' CF W's prime correction constant

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Abstract

본 발명은 로듐계측기의 수명 연장방법에 관한 것으로, 이를 위해 상기 각 로듐계측기의 로듐이 중성자를 흡수하여 베타 붕괴됨에 따라 방출되는 전자에 의해 유발된 암페어 단위의 전류신호를 측정하는 단계(S10), 상기 전류신호를 기반으로 CECOR 프로그램을 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하는 단계(S20), 모든 위치에 대한 최적 출력값을 로듐 연소도별로 계산하는 단계(S30), 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정 상수를 결정하는 단계(S40), 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하고, S20단계의 로듐계측기 위치의 출력값을 비교분석하여 확인하는 단계(S50), 상기 민감도 근사식의 지수값 또는 더블류프라임 보정상수 값을 로듐계측기의 로듐이 2/3 이상 연소되는 시점에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시키는 단계(S60) 포함하여 구성된다.

Description

로듐계측기의 수명 연장방법
본 발명은 핵연료집합체의 높이방향을 따라 다수 배치되는 로듐계측기의 수명 연장방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 로듐계측기 개별 위치 누적 전하량 증가에 따른 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정상수 변화를 추적 산출하여 적용함으로써, 해당 로듐계측기가 초기 민감도의 1/3 이하(로듐이 2/3 연소 이상)가 되더라도 이를 계속 사용할 수 있도록 한 로듐계측기의 수명 연장방법에 관한 것이다.
원자력발전소의 가장 핵심 부분은 원자로심으로 부르는 reactor core 이다. 이곳에 장전된 핵연료의 핵분열에 의해 막대한 열이 발생하며 이 열을 이용하여 물(냉각재)의 온도를 높인 후 증기발생기에서 열교환을 통해 증기를 만들고 터빈을 돌림으로써 전기를 생산한다.
핵분열은 기본적으로 중성자가 핵연료에 흡수되면서 발생하는데, 핵분열과 동시에 여분의 중성자가 다시 생성되기 때문에 연속적인 핵분열을 유지시킬 수 있다. 따라서 원자로심의 열출력은 노심 내에 존재하는 중성자의 수에 따라 결정된다.
원자로심의 출력은 원자로 안전에 가장 중요한 요소로서 설계과정에서 결정한 특정 출력 이상으로 출력이 상승하는 것은 엄격히 금하고 있다. 출력이 설계출력 이상으로 상승하는 경우 핵연료의 손상을 초래할 수 있으며, 냉각재의 냉각 능력 이상으로 출력이 상승하는 경우 원자로 내 냉각재가 끓어 기포가 발생할 수 있는데 이 또한 핵연료의 손상뿐 아니라 원자로 내부 압력을 상승시켜 매우 위험한 상태에 도달할 수 있기 때문이다.
또한, 원자로 전체 출력이 동일하더라도 출력분포의 변화에 따라 특정 위치의 출력이 국부적으로 높아지는 경우에도 비슷한 위험이 존재하기 때문에 출력분포의 변화를 지속적으로 감시하는 것도 매우 중요하다.
원자로에 장전되는 핵연료는 한국표준형 및 OPR-1000 원전의 경우, 한 변의 길이가 20센치 정도이고 높이는 약 4미터인 핵연료 집합체가 177개 장전되며, 1년에서 1년6개월에 한 번씩 핵연료를 교체하는데 한번 교체할 때마다 약 1/3정도가 교체된다. 핵연료에서 발생한 중성자의 일부는 인접 핵연료에 다시 흡수되어 핵분열을 일으키는데 기여하지만 일부 중성자는 핵연료에 흡수되지 않고 원자로 밖으로 누출되기도 한다.
따라서 같은 조건이라면 노심의 중앙쪽에 중성자가 많이 몰리게 되어 이곳의 출력이 높고, 노심 외곽에 위치한 핵연료는 밖으로 누출되는 중성자의 수가 많아서 핵분열을 일으키기에 불리한 위치기 때문에 출력이 낮다. 이와 같이 핵연료 장전 위치마다 출력이 서로 다르기 때문에 원자로 전체 출력을 감시하는 것도 중요하지만 각 핵연료집합체 별 출력분포를 감시하는 것도 매우 중요하다. 또한, 핵연료의 높이가 약 4미터이기 때문에 축방향으로의 출력분포 역시 운전중에 지속적으로 변화하며 이 또한 중요한 감시 대상이 된다.
핵연료는 원자로 내에서 1/4 노심 대칭구조로 배치되고 연소되기 때문에 설계과정에서는 특별한 경우가 아니면 1/4 노심의 한 개 사분면에 대한 평가만 수행하고 나머지 3개 사분면은 대칭으로 동일하다고 간주한다. 그러나 실제 발전소 감시는 4개 사분면에 대해 모두 감시하면서 안전성을 지속적으로 확인하게 된다.
이 때 안전성을 확인하는 로듐계측기(대한민국 등록특허 제1562630호)는 중성자 흡수에 따라 로듐이 연소되어 지속적으로 그 수가 감소하기 때문에 동일한 중성자 환경에서도 전류신호의 크기는 점점 감소하게 된다.
따라서 이러한 현상을 보상하기 위해 민감도(sensitivity)를 정의하여 로듐의 연소현상을 보상한다.
하지만 로듐의 연소에 따른 민감도를 정확히 측정하기 위해서는 실험로 또는 연구로의 일정한 중성자 환경에서 로듐이 완전 연소될 때까지 로듐 연소에 따른 전류신호를 연속적으로 측정해야한다.
그러나 중성자의 수와 에너지 분포를 장기간 일정하게 유지하여 실험하는 것은 불가능하기 때문에 종래에는 근사적인 방법으로 민감도를 예측하고 있다.
민감도는 누적 전하량과 선형 반비례 관계가 되는 특징이 있다. 즉, 로듐의 연소에 따라 민감도가 선형으로 감소하고 이러한 관계는 로듐의 잔존량이 초기의 1/3이 되는 시점까지 유효하며 이후에는 교체해야 하기 때문에 비용측면이나 방사성 폐기물 처리 측면에서 매우 큰 문제가 되고 있다.
특히 원자로 운전 중에는 로듐계측기 교체가 불가하기 때문에 다음 운전 주기말에 초기 민감도의 1/3이하로 예측되는 로듐계측기에 대해서는 다음 주기 운전 시작 전의 정비기간 중에 미리 교체해야 하므로 실제적으로는 1/3 도달 시점보다 훨씬 전에 교체되는 상황으로 발전소에서는 매우 큰 부담이 되고 있는 실정이다.
본 발명은 상기와 같은 문제점을 감안하여 안출된 것으로, 본 발명의 목적은 다수 설치되는 로듐계측기를 개별적으로 누적 전하량 증가에 따른 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정상수 변화를 추적 산출하여 적용함으로써, 해당 로듐계측기가 초기 민감도의 1/3 이하(로듐이 2/3 연소 이상)가 되더라도 이를 계속 사용할 수 있도록 한 로듐계측기의 수명 연장방법을 제공하는데 있다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 특징에 따르면, 제1발명은 원자로 핵연료의 중성자를 측정할 수 있도록 핵연료집합체의 높이방향을 따라 다수 배치되는 로듐계측기의 수명 연장방법에 관한 것으로, 이를 위해 상기 각 로듐계측기의 로듐이 중성자를 흡수하여 베타 붕괴됨에 따라 방출되는 전자에 의해 유발된 암페어 단위의 전류신호를 측정하는 단계;(S10)와, 상기 각 로듐계측기로 측정된 전류신호를 기반으로 CECOR 프로그램을 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하는 단계;(S20)와, 상기 CECOR 프로그램으로 산출된 높이방향 위치별 로듐계측기 전체 출력값의 합을 설계 프로그램으로 계산된 높이방향 위치별 로듐계측기 위치 전체 출력값의 합으로 나눈 후 설계 프로그램으로 계산된 해당 높이방향 위치별 로듐계측기 각각의 출력값을 곱하여 로듐계측기 모든 위치에 대한 최적 출력값을 로듐 연소도별로 계산하는 단계;(S30)와, 상기 로듐계측기 모든 위치에 대해 로듐 연소도별로 계산된 최적 출력값을 기반으로 로듐계측기 누적 전하량 증가에 따른 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정 상수를 결정하는 단계;(S40)와, 결정된 해당 위치의 로듐계측기 민감도 근사식 지수값과 더블류프라임 보정상수를 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하고, S20단계의 로듐계측기 위치의 출력값을 비교분석하여 확인하는 단계;(S50)와, 상기 민감도 근사식의 지수값 또는 더블류프라임 보정상수 값을 로듐계측기의 로듐이 2/3 이상 연소되는 시점에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시키는 단계;(S60)를 포함하여 구성되는 것으로 특징으로 한다.
제2발명은, 제1발명에서, S30단계의 로듐계측기 모든 위치에 대한 최적 출력값은 [수식 1]에 의해 산출되는 것을 특징으로 한다.
[수식 1]
Figure PCTKR2020015367-appb-I000001
Pi m(l) = i계측기 llevel 출력 산출값,
Pi d(l) = i계측기 llevel 출력 (설계코드 계산값),
Pi c(l) = i계측기 llevel 출력 (CECOR 계산값),
l은 로듐계측기 높이 Level-1 부터 Level-5,
i는 해당 Level에 존재하는 각각의 로듐계측기의 갯수,
Pi d(l)는 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 설계코드로 계산된 출력값,
Pi c(l)은 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 CECOR로 산출된 출력값.
제3발명은, 제1발명에서, S40단계의 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값은 S30단계의 출력값을 [수식 2]에 반영하여 민감도 근사식 지수값(α)을 산출하고, 더블류프라임 보정상수(W'CF)는 [수식 2]의 민감도 근사식 지수값(α)을 이용하여 하기의 [수식 3]로부터 [수식 4]와 같이 더블류프라임 보정상수(W'CF)을 유도하여 결정하는 것을 특징으로 한다.
[수식 2]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000002
S0와 Q∞는 로듐계측기 제작사에서 제공하는 값,
C와 W'은 설계과정에서 생산되는 값,
Q(t)는 모든 로듐계측기에 대해 측정되어 발전소 컴퓨터에 시간에 따라 연속적으로 기록되어 보관되는 값,
전류신호 I는 시간에 따라 연속적으로 측정되는 값이기 때문에 실제적으로는 I(t)를 의미하고, Pm은 [수식 1]에서 반영된 출력값.
[수식 3]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000003
[수식 4]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000004
W'CF는 [수식 3]에서 지수값(α)은 종래의 방식과 같이 1.0으로 유지하되 [수식 1]을 통해 Pm i(l)을 유도하여 W'을 다시 산출한 후 기존 설계에서 계산된 W'과 비교한 값,
W'c는 [수식 3]의 지수값(α)을 1.0하고, [수식 1]을 통해
Figure PCTKR2020015367-appb-I000005
를 바탕으로 [수식 3]에 따라 새롭게 조정된 더블류프라임,
W'd는 설계단계에서 결정된 더블류프라임.
제4발명은, 제1발명에서, S60단계는 [수식 2]의 민감도 근사식의 지수값을 [수식 5]에 의해 민감도에 적용하여 로듐계측기에 사용되고, [수식 4]의 더블류프라임 보정상수를 [수식 6]에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시킬 수 있도록 한 것을 특징으로 한다.
[수식 5]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000006
S(t)는 시간에 따라 감소되는 민감도
S0는 민감도 초기값
Q(t)는 발생된 전류신호의 누적된 전하량,
Q∞는 로듐이 완전 연소될 때까지 발생되는 누적 전하량
[수식 6]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000007
Pm는 출력측정값
I는 전류신호(current signal)
S는 계측기 민감도(sensitivity)
C는 변환상수(conversion constant)
W'은 설계단계에서 결정된 더블류프라임
[수식 4]에서 도출된 W'CF는 더블류프라임 보정상수
본 발명에 따른 로듐계측기의 수명 연장방법에 따르면 각 발전소의 매주기마다 교체되는 로듐계측기 교체 수량을 감소시켜 개 당 수천만 원에 달하는 교체비용을 절감할 수 있는 효과가 있다.
또한 로듐계측기 교체를 위해 투입되는 인력과 시간을 절감할 수 있는 효과가 있다.
또한 교체되는 로듐계측기 수량을 감소시킴으로써 수명이 종료된 계측기 처분으로 발생되는 방사성 폐기물 발생량을 줄일 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 로듐계측기의 수명 연장방법의 순서도,
도 2는 원자로 내에 장전된 핵연료집합체와 핵연료집합체 내부에 설치된 로듐계측기의 배치상태를 나타내는 구성도,
도 3은 도 2에서 발췌된 로듐계측기 다발 단면을 나타내는 도면,
도 4는 본 발명의 실시에 따라 도출된 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값을 로듐계측기의 누적전하량에 따라 나타낸 도면,
도 5는 도 4의 민감도 근사식 지수값에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출하여 나타낸 도면,
도 6은 본 발명의 실시에 따라 도출된 더블류프라임 보정상수를 로듐계측기의 누적전하량에 따라 나타낸 도면,
도 7은 상기 도 6의 더블류프라임 보정상수에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출하여 나타낸 도면이다.
이하의 본 발명의 목적들, 다른 목적들, 특징들 및 이점들은 첨부된 도면과 관련된 이하의 바람직한 실시예들을 통해서 쉽게 이해될 것이다. 그러나 본 발명은 여기서 설명되는 실시예들에 한정되지 않고 다른 형태로 구체화될 수도 있다.
오히려, 여기서 소개되는 실시예들은 개시된 내용이 철저하고 완전해질 수 있도록 그리고 당업자에게 본 발명의 사상이 충분히 전달될 수 있도록 하기 위해 제공되는 것이다.
여기에 설명되고 예시되는 실시예들은 그것의 상보적인 실시예들도 포함한다.
본 명세서에서, 단수형은 문구에서 특별히 언급하지 않는 한 복수형도 포함한다. 명세서에서 사용되는 '포함한다(comprise)' 및/또는 '포함하는(comprising)'은 언급된 구성요소는 하나 이상의 다른 구성요소의 존재 또는 추가를 배제하지 않는다.
이하, 도면을 참조하여 본 발명을 상세히 설명하도록 한다. 아래의 특정 실시예들을 기술하는데 있어서, 여러가지의 특정적인 내용들은 발명을 더 구체적으로 설명하고 이해를 돕기 위해 작성되었다. 하지만 본 발명을 이해할 수 있을 정도로 이 분야의 지식을 갖고 있는 독자는 이러한 여러 가지의 특정적인 내용들이 없어도 사용될수 있다는 것을 인지할 수 있다. 어떤 경우에는, 발명을 기술하는 데 있어서 흔히 알려졌으면서 발명과 크게 관련 없는 부분들은 본 발명을 설명하는 데 있어 혼돈을 막기 위해 기술하지 않음을 미리 언급해 둔다.
이하에서는 본 발명에 따른 로듐계측기의 수명 연장방법에 관하여 첨부되어진 도면과 함께 더불어 상세히 설명하기로 한다.
도 1은 본 발명에 따른 로듐계측기의 수명 연장방법의 순서도이고, 도 2는 원자로 내에 장전된 핵연료집합체와 핵연료집합체 내부에 설치된 로듐계측기의 배치상태를 나타내는 구성도이고, 도 3은 도 2에서 발췌된 로듐계측기 다발 단면을 나타내는 도면이다.
도 1과 같이, 본 발명은 원자로 핵연료의 중성자를 측정할 수 있도록 핵연료집합체의 높이방향을 따라 다수 배치되는 로듐계측기의 수명 연장방법에 관한 것으로, 로듐계측기를 개별적으로 누적 전하량 증가에 따른 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정상수 변화를 추적 산출하여 적용함으로써, 해당 로듐계측기가 초기 민감도의 1/3 이하(로듐이 2/3 연소 이상)가 되더라도 이를 계속 사용할 수 있도록 한 것을 특징으로 한다.
S10단계에서는 상기 각 로듐계측기의 로듐이 중성자를 흡수하여 베타 붕괴됨에 따라 방출되는 전자에 의해 유발된 암페어 단위의 전류신호의 측정한다.
여기서 로듐계측기는 로듐이 중성자를 흡수하면 다음 [수식 1a]과 같은 핵반응을 통해 전자가 발생한다.
[수식 1a]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000008
여기서, Rh45 103, n, Rh46 104, 그리고 β-는 각각 로듐, 중성자, 팔라듐, 그리고 전자를 나타내는 것으로, 로듐계측기에 존재하는 로듐이 중성자를 흡수하면 먼저 Rh45 104로 변환되는데 이 동위원소는 불안정하기 때문에 약간의 시간 간격을 두고 베타 붕괴하여 Rh46 104로 핵변환 되고 전자를 방출하는 것이다.
이렇게 방출된 전자는 암페어 단위의 전류 신호를 유발하게 되는데, 중성자의 양이 많을수록 더 큰 전류신호가 나타나기 때문에 이 원리를 이용하여 중성자 양을 측정할 수 있다.
도 2는 원자로 내부에 설치된 로듐계측기를 나타내는 것으로, 원자로용기(10)에 핵연료집합체(20)가 장전되고 이 중 1/4정도 선택된 핵연료집합체의 중앙 홀에 로듐계측기다발(30)이 삽입되며, 1개의 로듐계측기다발은 길이가 40센티미터인 5개의 로듐계측기(40,50,60,70,80)로 구성되어 핵연료집합체 축방향 높이 별 해당 위치에서 중성자의 양에 비례하는 전류신호를 측정하고, 그 결과는 발전소 컴퓨터(200)에 저장된다.
도 3의 로듐계측기 다발 단면을 보면, 5개의 로듐계측기(40,50,60,70,80)가 각각의 축방향 위치에 배치되고, 중성자가 아닌 감마선에 의해 발생되는 전자로 인한 전류를 보정하기 위한 백그라운드계측기(90)가 배치되고, 냉각수 온도를 측정하기 위한 열전대(120)가 배치되고, 사이사이의 틈을 고정시키기 위한 필러케이블(130)이 배치되고 이 전체는 중심관(140)과 외부관(150)에 의해 고정된다.
즉, 축방향 높이별로 배치된 로듐계측기 길이는 40센티미터이며 각각 아래쪽부터 위쪽으로 Level-1, Level-2, Level-3, Level-4, Level-5로 구분한다. 핵연료집합체의 높이별 출력은 하부와 상부 쪽 출력이 작고 중앙부가 큰 코사인 형태를 갖는 특징이 있기 때문에, Level-2, Level-3, Level-4의 출력은 높고 Level-1과 Level-5의 출력은 상대적으로 낮다.
상기 로듐계측기다발의 전체길이는 약40미터이며 원자로 외부에서부터 안내관을 타고 핵연료집합체 내부까지 들어가 중성자를 측정하는 것이다. 측정된 전류신호는 연속적으로 발전소 컴퓨터에 저장되고 필요시 원하는 시점의 정보를 인출한 후 CECOR 프로그램을 이용하여 로듐계측기 위치의 출력을 산출하고 그 결과로부터 3차원 전체 영역에 대한 출력분포를 산출할 수 있다.
S20단계에서는 상기 각 로듐계측기로 측정된 전류신호를 기반으로 CECOR 프로그램을 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출한다.
여기서 로듐계측기 위치의 출력값은 CECOR 프로그램에서 [수식 1b]에 의해 산출한다.
[수식 1b]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000009
여기서 PC = CECOR 프로그램을 이용하여 산출된 계측기 위치 출력(MW)
I = 백그라운드 신호가 보정된 전류신호(mA 또는 mV)
S = 해당위치의 로듐계측기 민감도
C = 변환상수(conversion constant)
W' = 출력대반응률 변환인자(power-to-activation conversion factor)
여기서, 출력대반응률 변환인자(W')는 설계 단계에서 노심설계 프로그램(ROCS 또는 ANC 또는 ASTRA 등)을 이용하여 [수식 1c]에 의해 산출된다.
[수식 1c]
Figure PCTKR2020015367-appb-I000010
여기서 Power = 집합체 출력(MW)
V = 계측기 부피(cm3)
E = 중성자 에너지(eV)
σ= 로듐 중성자 반응 단면적(cm2)
Φ = 중성자 속(n/cm2-s)
상기에서 분자는 집합체 출력 (power)이고 분모는 반응률 (activation)을 나타낸다. 이 값을 각 핵연료집합체 및 연소도 별로 노심설계 프로그램을 이용하여 미리 계산한 다음, [수식 1b]와 같이 측정된 전류신호와 함께 CECOR 프로그램을 통해 계측기의 위치 출력을 산출할 수 있다.
S30단계에서는 [수식 1b]의 CECOR 프로그램으로 산출된 높이방향 위치별 로듐계측기 전체 출력값의 합을 설계 프로그램으로 계산된 높이방향 위치별 로듐계측기 위치 전체 출력값의 합으로 나눈 후 설계 프로그램으로 계산된 해당 높이방향 위치별 로듐계측기 각각의 출력값을 곱하여 로듐계측기 모든 위치에 대한 최적 출력값을 로듐 연소도별로 계산한다.
상기에서 해당 로듐계측기 위치의 출력은 3차원 설계코드를 이용하면 계산이 가능하다. 그러나 설계코드로 계산된 출력은 통상 원자로가 100% 출력으로 운전하는 경우에 해당하지만, 실제 원자로 출력은 시간에 따라 조금씩 변하고 있어 그 결과를 직접 적용할 수 없는 문제가 있다. 특히 실제 원자로의 축방향 출력분포는 계속적으로 상하로 진동하고 있으며, 이런 현상을 설계코드로 정확히 모사할 수 없는 문제가 있다. 따라서 이 문제를 해결하기 위해 하기의 [수식 1]을 이용한다
[수식 1]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000011
여기서 Pi m(l) = i계측기 llevel 출력 산출값
Pi d(l) = i계측기 llevel 출력 (설계코드 계산값)
Pi c(l) = i계측기 llevel 출력 (CECOR 계산값)
상기 l은 로듐계측기 높이 Level-1 부터 Level-5까지를 나타내며, 첨자
Figure PCTKR2020015367-appb-I000012
는 해당 Level에 존재하는 각각의 로듐계측기를 나타내는 것으로 한국표준형원전의 경우 1부터 45까지를 나타낸다(단, 고장인 계측기는 분모 분자 계산에서 모두 제외시킨다.). 그리고 Pi d(l)는 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 설계코드로 계산된 출력을 나타내며, Pi c(l)은 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 CECOR의 기능을 가진 코드로 산출된 출력을 나타낸다.
상기 [수식 1]은 각각의 Level 별로 계측기가 존재하는 위치의 핵연료집합체 출력을 산출함에 있어 실제 원자로의 출력상태를 최대한 정확히 모사할 수 있다.
S40단계에서는 상기 로듐계측기 모든 위치에 대해 로듐 연소도별로 계산된 최적 출력값을 기반으로 로듐계측기 누적 전하량 증가에 따른 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정상수를 결정한다.
여기서 S40단계는 S30단계의 설계코드 및 CECOR 프로그램으로 계산된 로듐계측기 위치 출력을 [수식 2]에 반영하여 민감도 근사식 지수값(α)을 산출할 수 있다.
[수식 2]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000013
S0와 Q∞는 로듐계측기 제작사에서 제공하는 값이며, C와 W'은 설계과정에서 생산되는 값이다. 또한, Q(t)는 모든 로듐계측기에 대해 측정되어 발전소 컴퓨터에 시간에 따라 연속적으로 기록되어 보관되는 값이다. 여기서 전류신호 I는 시간에 따라 연속적으로 측정되는 값이기 때문에 실제적으로는 I(t)를 의미하고, Pm은 [수식 1]에서 반영된 출력값이다.
그리고 [수식 2]의 민감도 근사식 지수값(α)을 이용하여 하기의 [수식 3]로부터 [수식 4]와 같이 더블류프라임 보정상수(W'CF)을 유도하여 결정할 수 있다.
[수식 3]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000014
[수식 3]에서 지수값(α)은 종래의 방식과 같이 1.0으로 유지하되 [수식 1]을 통해 Pm i(l)을 유도한 후 W'을 다시 산출한 후 기존 설계에서 계산된 W'과 비교하여 더블류프라임 보정상수(W'CF)를 결정한다. 이 때 더블류프라임 보정상수(W'CF)는 하기의 [수식 4]과 같다.
[수식 4]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000015
여기서 W'CF는 [수식 3]에서 지수값(α)을 1.0으로 하고, [수식 1]을 통해 Pm i(l)를 바탕으로 [수식 3]에 따라 새롭게 조ㅈㅇ된 더블류프라임이며, W'd는 설계단계에서 결정된 더블류프라임이다.
S50단계에서는 결정된 해당 위치의 로듐계측기 민감도 근사식 지수값과 더블류프라임 보정상수를 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하고, S20단계의 로듐계측기 위치의 출력값을 비교분석하여 확인한다.
S60단계에서는 결정된 민감도 근사식의 지수값 또는 더블류프라임 보정상수 값을 로듐계측기의 로듐이 2/3 이상 연소되는 시점에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시킨다. 또한, 매 운전주기마다 추가되는 계측기 자료에 대해 S10단계부터 S60단계까지 과정을 반복 수행하여 통계자료를 확대시키면서 지속적으로 계측기의 사용 수명을 연장한다.
여기서 [수식 2]의 민감도 근사식의 지수값을 [수식 5]에 의해 민감도에 적용하여 로듐계측기에 사용될 수 있다.
여기서 [수식 5]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000016
S(t)는 시간에 따라 감소되는 민감도를 나타내며, S0는 민감도 초기값이다. Q(t)는 발생된 전류신호의 누적된 전하량이며, Q∞는 로듐이 완전 연소될 때까지 발생되는 누적 전하량이다.
초기 민감도인 S0값과 무한 전하량인 Q∞은 로듐계측기 제작사에서 제공되고, α값은 결정된 민감도 근사식의 지수값을 로듐계측기의 로듐이 2/3 이상 연소되는 시점에 적용한다.
또한 [수식 4]의 더블류프라임 보정상수를 [수식 6]에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시킬 수 있다.
[수식 6]:
Figure PCTKR2020015367-appb-I000017
여기서, Pm, I, S는 각각 출력측정값, 백그라운드가 보정된 전류신호(current signal), 계측기 민감도(sensitivity)이며, C는 변환상수(conversion constant), W'은 설계단계에서 결정된 더블류프라임이며, W'CF는 더블류프라임 보정상수이다.
도 4는 본 발명의 실시에 따라 도출된 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값을 로듐계측기의 누적전하량에 따라 나타낸 도면이고, 도 5는 도 4의 민감도 근사식 지수값에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출하여 나타낸 도면이고, 도 6은 본 발명의 실시에 따라 도출된 더블류프라임 보정상수를 로듐계측기의 누적전하량에 따라 나타낸 도면이고, 도 7은 상기 도 6의 더블류프라임 보정상수에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출하여 나타낸 도면이다.
도 4는 민감도 근사식의 지수값을 로듐계측기의 누적전하량에 따라 분석한 것으로, 누적전하량 100쿨롱(Coulomb) 이하에서 매우 큰 산포를 보이고, 누적전하량 100쿨롱(Coulomb) 이상부터는 1.0 근처를 유지하다가 점점 감소하는 경향을 보이는 특징이 있다. 상기 도 4에서 누적전하량 220쿨롱 이상의 자료가 없는 것은 이 때 모든 로듐계측기가 교체되기 때문이다.
도 5는 도 4의 민감도 근사식의 지수값에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출한 후 선형 추세선을 추가하여 함께 나타낸 것으로, 누적전하량이 증가함에 따라 민감도 근사식의 지수값은 약간씩 감소하는 특징을 보여주고 있으며, 누적전하량이 250쿨롱에서는 대략 0.96 정도가 되는 것으로 예측된다.
도 7은 도 6의 더블류프라임 보정상수에 대해 누적전하량을 10쿨롱씩 구분하여 평균값을 산출한 후 2차 함수 추세선과 함께 나타낸 것으로, 누적전하량 170쿨롱까지는 거의 1.0을 유지하다가 그 이상부터는 약간씩 감소하는 특징을 보여주고 있으며, 누적전하량이 250쿨롱에서는 대략 0.96 정도가 되는 것으로 예측된다. 따라서 누적 전하량 170쿨롱까지는 설계단계에서 계산한 기존 설계에서 계산된 W'을 그대로 사용하고 이 이상부터는 더블류프라임 보정상수(W'CF)을 사용하면 더욱 정확한 출력분포를 산출할 수 있으며 계측기 사용수명도 연장할 수 있을 것으로 판단된다.
본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형 예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.

Claims (4)

  1. 원자로 핵연료의 중성자를 측정할 수 있도록 핵연료집합체의 높이방향을 따라 다수 배치되는 로듐계측기의 수명 연장방법에 있어서,
    상기 각 로듐계측기의 로듐이 중성자를 흡수하여 베타 붕괴됨에 따라 방출되는 전자에 의해 유발된 암페어 단위의 전류신호를 측정하는 단계;(S10)
    상기 각 로듐계측기로 측정된 전류신호를 기반으로 CECOR 프로그램을 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하는 단계;(S20)
    상기 CECOR 프로그램으로 산출된 높이방향 위치별 로듐계측기 전체 출력값의 합을 설계 프로그램으로 계산된 높이방향 위치별 로듐계측기 위치 전체 출력값의 합으로 나눈 후 설계 프로그램으로 계산된 해당 높이방향 위치별 로듐계측기 각각의 출력값을 곱하여 로듐계측기 모든 위치에 대한 최적 출력값을 로듐 연소도별로 계산하는 단계;(S30)
    상기 로듐계측기 모든 위치에 대해 로듐 연소도별로 계산된 최적 출력값을 기반으로 로듐계측기 누적 전하량 증가에 따른 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값 변화 또는 더블류프라임 보정 상수를 결정하는 단계;(S40)
    결정된 해당 위치의 로듐계측기 민감도 근사식 지수값과 더블류프라임 보정상수를 이용하여 로듐 연소도별로 개별적 로듐계측기의 위치 출력값을 산출하고, S20단계의 로듐계측기 위치의 출력값을 비교분석하여 확인하는 단계;(S50)
    상기 민감도 근사식의 지수값 또는 더블류프라임 보정상수 값을 로듐계측기의 로듐이 2/3 이상 연소되는 시점에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시키는 단계;(S60)를 포함하여 구성되는 것으로 특징으로 하는 로듐계측기의 수명 연장방법.
  2. 제1항에 있어서,
    S30단계의 로듐계측기 모든 위치에 대한 최적 출력값은 [수식 1]에 의해 산출되는 것을 특징으로 하는 로듐계측기의 수명 연장방법.
    [수식 1]
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000018
    Pi m(l) = i계측기 llevel 출력 산출값,
    Pi d(l) = i계측기 llevel 출력 (설계코드 계산값),
    Pi c(l) = i계측기 llevel 출력 (CECOR 계산값),
    l은 로듐계측기 높이 Level-1 부터 Level-5,
    i는 해당 Level에 존재하는 각각의 로듐계측기의 갯수,
    Pi d(l)는 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 설계코드로 계산된 출력값,
    Pi c(l)은 5개의 Level 별로 각각의 로듐계측기 위치에서 CECOR로 산출된 출력값.
  3. 제1항에 있어서,
    S40단계의 로듐계측기 민감도 근사식의 지수값은 S30단계의 출력값을 [수식 2]에 반영하여 민감도 근사식 지수값(α)을 산출하고, 더블류프라임 보정상수(W'CF)는 [수식 2]의 민감도 근사식 지수값(α)을 이용하여 하기의 [수식 3]로부터 [수식 4]와 같이 더블류프라임 보정상수(W'CF)을 유도하여 결정하는 것을 특징으로 하는 로듐계측기의 수명 연장방법.
    [수식 2]:
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000019
    S0와 Q∞는 로듐계측기 제작사에서 제공하는 값,
    C와 W'은 설계과정에서 생산되는 값,
    Q(t)는 모든 로듐계측기에 대해 측정되어 발전소 컴퓨터에 시간에 따라 연속적으로 기록되어 보관되는 값,
    전류신호 I는 시간에 따라 연속적으로 측정되는 값이기 때문에 실제적으로는 I(t)를 의미하고, Pm은 [수식 1]에서 반영된 출력값.
    [수식 3]:
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000020
    [수식 4]:
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000021
    W'CF는 [수식 3]에서 지수값(α)은 종래의 방식과 같이 1.0으로 유지하되 [수식 1]을 통해 Pm i(l)을 유도하여 W'을 다시 산출한 후 기존 설계에서 계산된 W'과 비교한 값,
    W'c는 [수식 3]의 지수값(α)을 1.0하고, [수식 1]을 통해
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000022
    를 바탕으로 [수식 3]에 따라 새롭게 조정된 더블류프라임,
    W'd는 설계단계에서 결정된 더블류프라임
  4. 제1항에 있어서,
    S60단계는 [수식 2]의 민감도 근사식의 지수값을 [수식 5]에 의해 민감도에 적용하여 로듐계측기에 사용되고, [수식 4]의 더블류프라임 보정상수를 [수식 6]에 적용하여 로듐계측기의 사용 수명을 연장시킬 수 있도록 한 것을 특징으로 하는 로듐계측기의 수명 연장방법.
    [수식 5]:
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000023
    S(t)는 시간에 따라 감소되는 민감도
    S0는 민감도 초기값
    Q(t)는 발생된 전류신호의 누적된 전하량,
    Q∞는 로듐이 완전 연소될 때까지 발생되는 누적 전하량
    [수식 6]:
    Figure PCTKR2020015367-appb-I000024
    Pm는 출력측정값
    I는 전류신호(current signal)
    S는 계측기 민감도(sensitivity)
    C는 변환상수(conversion constant)
    W'은 설계단계에서 결정된 더블류프라임
    [수식 4]에서 도출된 W'CF는 더블류프라임 보정상수
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