WO2022030966A1 - 동적 제어봉 제어능 측정 방법 - Google Patents

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이은기
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present disclosure relates to a method for measuring dynamic control rod controllability.
  • the precondition for testing is that the number of neutrons incident on the out-of-furn instrument and the signal of the out-of-furn instrument are linear. is to respond with
  • the current (or voltage) signal generated by the out-of-furnace instrument meets these conditions, so the control rod to be measured is inserted into the core of the nuclear reactor at maximum speed and After retrieving and removing the base signal from the obtained out-of-furnace instrument signal, the dynamic reactivity of the nuclear reactor is obtained using the out-of-furnace measurement signal, and a Dynamic to Static Conversion Factor (DSCF) is applied to the final result of the nuclear reactor. A static reactivity was obtained.
  • DSCF Dynamic to Static Conversion Factor
  • the nuclear fission box can provide both a pulse signal and a continuous voltage signal indicating the number of pulses per unit time in response to the reactivity of the nuclear reactor, and the pulse signal is a pulse signal overlapping each other (two pulses at the high output of the reactor within the test range) to 3 pulses were recognized as one pulse) and lost linearity, and it was confirmed that the voltage signal lost linearity due to perturbation and noise at the low output of the nuclear reactor.
  • the voltage signal of the fission box is obtained using the distribution of the pulse current and the average current value, mathematically linearity is not guaranteed at low power.
  • One embodiment is to provide a method for measuring the dynamic control rod control ability capable of safely measuring the static control ability of the control rod in a nuclear reactor using a fission box as an out-of-furnace instrument.
  • a reference control group is inserted into the core of the nuclear reactor to a first depth to set the reactor to a critical state having a set output fully inserting the reference control group into the core of the nuclear reactor from the first depth at the maximum allowable speed and immediately withdrawing the reference control group completely from the reactor core at the maximum allowable speed, and before the insertion of the reference control group, the reference control group Measuring the first signal of the out-of-furnace instrument until after the withdrawal of the group, and adding the measured value of the residual controllability of the nuclear reactor to the first static reactivity of the nuclear reactor calculated using the first signal of the out-of-furnace instrument It provides a method for measuring dynamic control rod controllability comprising determining the static controllability of the reference control group.
  • the nuclear reactor has the set output, inserting a test control group into the core of the nuclear reactor to a second depth to maintain the nuclear reactor in a critical state having the set output; Fully inserting into the core of the nuclear reactor at an allowable speed, immediately withdrawing completely from the reactor core at a maximum allowable speed, and measuring a second signal of the ex-furnace instrument from before the insertion of the test control group to after the withdrawal of the test control group; and determining the static controllability of the test control group by adding the measured value of the residual controllability of the nuclear reactor to the second static reactivity of the nuclear reactor calculated using the second signal of the out-of-furnace instrument.
  • the second depth may be greater than the first depth.
  • the set output of the nuclear reactor may be an output in which pulses of the first signal measured by the out-of-furnace instrument do not overlap.
  • the set output of the nuclear reactor may be 10 5 cps.
  • the residual controllability measurement value of the nuclear reactor may be 50 pcm to 80 pcm.
  • an object of the present invention is to provide a method for measuring the dynamic control rod control ability capable of safely measuring the static control ability of the control rod in a nuclear reactor using a nuclear fission box as an out-of-furnace instrument.
  • FIG. 1 is a flowchart illustrating a method for measuring dynamic control rod controllability according to an exemplary embodiment.
  • FIG. 2 is a graph for explaining a method of measuring dynamic control rod controllability according to an exemplary embodiment.
  • a plurality of control rods are installed in the reactor core when the nuclear reaction in the core needs to be completely terminated due to adjustment of heat output or axial output distribution, or various causes.
  • the plurality of control rods do not operate individually, but are managed as a plurality of control banks, such as 6 or 10, depending on the size of the nuclear reactor.
  • One control group may include 4 or 8 control rod assemblies, and one control rod assembly may include 4 or 12 individual control rods.
  • the method of measuring the controllability of the dynamic control rods may mean measuring the controllability of a control group, rather than measuring the controllability of individual control rods.
  • the method for measuring dynamic control rod control ability is a method for measuring dynamic control rod control ability for a nuclear reactor using a fission chamber as an out-of-furnace instrument, but is not limited thereto.
  • FIG. 1 is a flowchart illustrating a method for measuring dynamic control rod controllability according to an exemplary embodiment.
  • 2 is a graph for explaining a method of measuring dynamic control rod controllability according to an exemplary embodiment.
  • the x-axis represents time
  • the y-axis of FIG. 2 (a) represents the position of the control rod, which is the depth of the control group inserted into the core, and (b) of FIG. )
  • the y-axis represents the output cps of the nuclear reactor, and the y-axis of FIG.
  • the reference control group Bank A5 is inserted into the core of the nuclear reactor to a first depth to maintain the nuclear reactor in a critical state having a set output ( S100 ).
  • the reference control group (Bank A5) is inserted into the core of the nuclear reactor in a subcritical state with a dynamic reactivity of 60 pcm to a first depth of about 20 cm to 40 cm to reach the control rod position of 350 cm to set the reactor to a set output of 10 5 cps is maintained in a critical state with .
  • 10 5 cps which is the set output of the nuclear reactor, is the maximum output at which pulse overlap does not occur in the pulse signal of an out-of-furnace instrument, which is a nuclear fission box. That is, the set output of the nuclear reactor is 10 5 cps, which is the maximum output at which the pulses do not overlap in the pulse signal of the external instrument.
  • the reference control group (Bank A5) is completely inserted into the core of the nuclear reactor from the first depth at the maximum allowable speed, and is immediately withdrawn completely from the reactor core at the maximum allowable speed, and before the insertion of the reference control group (Bank A5), the reference control group is completely inserted.
  • the first signal of the out-of-furn instrument is measured until after withdrawal of (Bank A5) (S200).
  • the reference control group Bank A5 without withdrawing the reference control group Bank A5 from the first depth, it is completely inserted into the core of the nuclear reactor at the maximum allowable speed from the control rod position of the first inserted first depth of 350 cm, and immediately from the reactor core at the maximum allowable speed. Fully withdraw to 375cm control rod position. At this time, the first signal which is the pulse signal of the out-of-furnace instrument is measured from 1 minute before the insertion of the reference control group Bank A5 to 1 minute after the withdrawal of the reference control group Bank A5.
  • Korean Patent Registration No. 10-0598037 which is a prior document, completely withdraws the control group from the first depth, and then completely inserts and withdraws the control group into the reactor core at the maximum allowable speed, so that the output of the reactor core is changed. Insertion and retrieval of the control group are performed during the process.
  • the measured value of the residual controllability of the nuclear reactor is added to the first static reactivity of the nuclear reactor calculated using the first signal of the out-of-furnace instrument, and the static controllability of the reference control group Bank A5 is determined (S300).
  • the control rod position from the control rod position, which is the insertion height of the reference control group (Bank A5) to the time of full insertion, into the RAST-K code
  • the neutron number density to the instrument response conversion factor Density to Response Conversion Factor, DRCF
  • DSCF Dynamic to Static Conversion Factor
  • the first static reactivity of the nuclear reactor is calculated by inputting the produced DSCF, DRCF, the first signal of the measured out-of-furnace instrument, and the control rod position, which is the insertion height of the reference control group (Bank A5), into the set computer code.
  • DSCF and DRCF can be calculated in advance, but in the method for measuring dynamic control rod control ability according to an embodiment, the control rod height corresponding to 60 pcm, which is the reactivity for maintaining the critical state of the nuclear reactor.
  • Produce DSCF and DRCF each time, as the values can be different for each control group in the field.
  • the fission box ex-furnace instrument selects and uses only the pulse signal according to the number of neutrons and the uranium reaction, the base signal compensation algorithm is not required, and it can be improved so that it is not applied in the set computer code.
  • the residual controllability measurement value may be 50 pcm to 80 pcm.
  • the final static controllability of the control group is calculated from the set computer code, but the method for measuring the dynamic control rod control ability according to an embodiment is the first static reactivity calculated from the set computer code.
  • the final static controllability is determined by adding 60pcm, the measured value of the remaining controllability, to the static controllability.
  • the first test control group Bank R1 is inserted into the core of the nuclear reactor to a second depth to maintain the nuclear reactor in a critical state having the set output.
  • the control rod position which is the insertion position of the first test control group (Bank R1), is a position that compensates for 60 pcm, and if it is maintained for 100 seconds, the delayed neutron group of the reactor sufficiently stops fluctuating.
  • the nuclear reactor maintains a set output of 10 5 cps in which the pulses do not overlap in the pulse signal of the out-of-furnace instrument, a linearity problem does not occur in the pulse signal measured by the out-of-furnace instrument.
  • the first test control group (Bank R1) is fully inserted into the core of the nuclear reactor from the second depth at the maximum allowable speed, and is immediately withdrawn completely from the reactor core at the maximum allowable speed, and the insertion of the first test control group (Bank R1)
  • the second signal of the out-of-furnace instrument is measured from before to after withdrawal of the first test control group.
  • the first test control group (Bank R1)
  • the second signal which is the pulse signal of the out-of-furnace instrument, is measured from 1 minute before the insertion of the first test control group Bank R1 to 1 minute after the withdrawal of the first test control group Bank R1.
  • the static controllability of the first test control group Bank R1 is determined.
  • the control rod position from the insertion height of the first test control group (Bank R1) to full insertion was entered into the RAST-K code to obtain neutron number density versus instrument response conversion constant (DRCF) and dynamic versus static conversion constant (DSCF) is produced.
  • the second static reactivity of the nuclear reactor is calculated by inputting the produced DSCF, DRCF, the measured second signal of the out-of-furnace instrument, and the control rod position, which is the insertion height of the first test control group (Bank R1), into the set computer code.
  • the second test control group (Bank R2) was performed in the same manner as the first test control group (Bank R1) described above to determine the final static control ability of the second test control group (Bank R2), and a nuclear design report compared with the static controllability of the second test control group of
  • the second test control group (Bank R2) reaches the 320 cm control rod position in the core of the nuclear reactor compared to the second depth of the first test control group (Bank R1).
  • the second test control group (Bank R2) reaches the 320 cm control rod position in the core of the nuclear reactor compared to the second depth of the first test control group (Bank R1).
  • the starting point is not the starting point when the control rods are fully drawn out, but the insertion point of the control rods to be measured into some cores.
  • the control rod is inserted in a state where the output of the nuclear reactor is fluctuating, but the new procedure, which is a dynamic control rod control ability measurement method according to an embodiment, is always critical start at the point
  • the controllability from the point of full withdrawal of the control rod to the critical point is regarded as the residual controllability.
  • the reactivity calculated with the pulse signal of the ex-furnace instrument is strictly dynamic reactivity, but the core reactivity within about 120pcm is 1 in the dynamic vs. static reactivity value. Because the deviation is within %, if the reactivity calculator yields a reactivity of 20 pcm to 70 pcm, it is considered a static reactivity even though it is a dynamic reactivity. Therefore, the reactivity up to the position where the control group is partially inserted into the core is the same as the remaining controllability (confirmed every time in section (A) of FIG. 2(c)).
  • the actual insertion position of the test control group at the reactor site where the dynamic control rod controllability measurement method is to be performed may not match the insertion position calculated by design. Since the critical boron concentration of the nuclear reactor is also different and the controllability that the reference control group has is determined between 60pcm and 70pcm, if the controllability of the reference control group changes to 60pcm, 65pcm, 70pcm, etc. depending on the situation, calculate the insertion position that the test control group will have value does not match. In particular, if the controllability of the test control group is different from the design value, the insertion position will also vary accordingly.
  • various transient analyzes from the insertion position of the control group to the complete insertion are performed at the reactor site, and DSCF and DRCF are produced and then substituted into the measurement data for the control group. to evaluate the static controllability of
  • the starting point of analysis is a state in which the control group is partially inserted into the core and forms a reactor criticality.
  • RAST-K and the set computer code INVERSE 2.0 code may be used sequentially. However, this entire operation can be automated, and from the user's point of view, it is no different from implementing only the INVERSE 1.0 code, which is the existing set computer code, on the surface.
  • the method for measuring dynamic control rod control ability may measure dynamic control rod control ability for a nuclear reactor using a nuclear fission box as an out-of-furnace instrument.
  • the method for measuring the dynamic control rod control ability performs the complete insertion and withdrawal of the control group without change in the output of the nuclear reactor in the critical state of the nuclear reactor, thereby safely controlling the static control of the control rod compared to the prior literature in which the output of the nuclear reactor is fluctuated can be measured.
  • the pulses of the pulse signal of the out-of-furnace instrument in which the set output of the nuclear reactor is a nuclear fission box are non-overlapping, so that the maximum output condition that always maintains linearity is 10 5 cps
  • the dynamic control rod control ability measurement method can utilize the dynamic control rod control ability technique within the range that guarantees the linearity of the pulse signal of the out-of-furnace instrument, it is tested for about 7 hours compared to the conventional boron dilution method and control rod replacement method Since the time can be shortened, when applied to 6 units using a nuclear fission box, the effect of increasing power generation over 5 cycles of the technology life can be expected.
  • Baseline control group (Bank A5), first trial control group (Bank R1), second trial control group (Bank R2)

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Abstract

노외계측기로서 핵분열함(fission chamber)을 이용하는 원자로에 대한 동적 제어봉 제어능 측정 방법(METHOD OF DYNAMIC CONTROL ROD REACTIVITY MEASUREMENT)은 상기 원자로의 노심에 기준 제어군을 제1 깊이로 삽입하여 상기 원자로를 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지하는 단계, 상기 기준 제어군을 상기 제1 깊이로부터 최대 허용 속도로 상기 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 상기 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 상기 기준 제어군의 삽입 전부터 상기 기준 제어군의 인출 후까지 상기 노외계측기의 제1 신호를 측정하는 단계, 및 상기 노외계측기의 상기 제1 신호를 이용하여 계산된 상기 원자로의 제1 정적 반응도에 상기 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 상기 기준 제어군의 정적 제어능으로 결정하는 단계를 포함한다.

Description

동적 제어봉 제어능 측정 방법
본 기재는 동적 제어봉 제어능 측정 방법에 관한 것이다.
경수로에서 동적 제어봉 제어능 측정 방법은, 한국등록특허 제10-0598037호 및 한국등록특허 제10-1604100호에서 개시된 바와 같이, 시험 전제 조건이 노외계측기에 입사한 중성자 수와 노외계측기 신호가 선형적으로 대응한다는 것이다.
비보상 이온 전리함(uncompensated ion chamber)이 노외계측기로 이용되는 경우, 노외계측기에서 생성되는 전류(혹은, 전압) 신호가 이러한 조건을 충족하기 때문에, 측정할 제어봉을 원자로의 노심에 최대 속도로 삽입 및 인출하고 이때 얻어진 노외계측기 신호에서 기저 신호를 제거한 뒤, 노외계측시 신호를 이용하여 원자로의 동적 반응도를 얻고 여기에 동적 대 정적 변환 상수(Dynamic to Static Conversion Factor, DSCF)를 적용함으로써, 원자로의 최종 정적 반응도를 얻을 수 있었다.
그런데, 최근 민감도가 낮은 핵분열함(fission chamber)이 노외계측기로 이용되는 경우, 시험 범위 이내의 낮은 출력에서 노외계측기에 입사한 중성자 수와 노외계측기 신호가 선형성을 유지하지 못함을 확인하였다.
핵분열함은 원자로의 반응도에 대응하여 단위 시간당 펄스 개수를 나타내는 펄스 신호 및 연속적인 전압 신호 2가지를 모두 제공할 수 있는데, 펄스 신호는 시험 범위 이내의 원자로의 높은 출력에서 펄스들이 서로 중첩(2개 내지 3개의 펄스들이 1개의 펄스로 인식)되어 선형성을 잃고, 전압 신호는 원자로의 낮은 출력에서 섭동 및 노이즈로 인해 선형성을 잃는 것으로 확인하였다. 특히, 핵분열함의 전압 신호는 펄스 전류 분포와 평균 전류 값과의 분산을 이용하여 얻기 때문에, 낮은 출력에서 수학적으로 선형성이 보장되지 않는다. 또한, 핵분열함의 펄스 신호와 전압 신호를 연동하는 방법도 고려할 수 있으나, 선형성을 유지하는 영역을 어떻게 선택하느냐에 따라 평가 결과가 달라지고, 전압 신호 후처리 방법에서 수학적 배경이 동반되지 못한 상태이므로 추가 연구가 필요하다.
따라서, 핵분열함을 노외계측기로서 이용하는 원자로의 경우, 핵분열함에 입사하는 중성자 수와 단위 시간당 펄스 개수가 선형성을 보장하는 범위 이내에서 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 수행할 필요가 있다.
일 실시예는, 핵분열함을 노외계측기로서 이용하는 원자로에서 안전하게 제어봉의 정적 제어능을 측정할 수 있는 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 제공하고자 한다.
일 측면은 노외계측기로서 핵분열함(fission chamber)을 이용하는 원자로에 대한 동적 제어봉 제어능 측정 방법에 있어서, 상기 원자로의 노심에 기준 제어군을 제1 깊이로 삽입하여 상기 원자로를 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지하는 단계, 상기 기준 제어군을 상기 제1 깊이로부터 최대 허용 속도로 상기 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 상기 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 상기 기준 제어군의 삽입 전부터 상기 기준 제어군의 인출 후까지 상기 노외계측기의 제1 신호를 측정하는 단계, 및 상기 노외계측기의 상기 제1 신호를 이용하여 계산된 상기 원자로의 제1 정적 반응도에 상기 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 상기 기준 제어군의 정적 제어능으로 결정하는 단계를 포함하는 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 제공한다.
상기 원자로가 상기 설정 출력을 가지면, 상기 원자로의 노심에 시험 제어군을 제2 깊이로 삽입하여 상기 원자로를 상기 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지하는 단계, 상기 시험 제어군을 상기 제2 깊이로부터 최대 허용 속도로 상기 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 상기 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 상기 시험 제어군의 삽입 전부터 상기 시험 제어군의 인출 후까지 상기 노외계측기의 제2 신호를 측정하는 단계, 및 상기 노외계측기의 상기 제2 신호를 이용하여 계산된 상기 원자로의 제2 정적 반응도에 상기 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 상기 시험 제어군의 정적 제어능으로 결정하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 제2 깊이는 상기 제1 깊이 대비 더 깊을 수 있다.
상기 원자로의 상기 설정 출력은 상기 노외계측기가 측정한 상기 제1 신호의 펄스들이 비중첩하는 출력일 수 있다.
상기 원자로의 상기 설정 출력은 105cps일 수 있다.
상기 원자로의 상기 잔여 제어능 측정값은 50pcm 내지 80pcm일 수 있다.
일 실시예에 따르면, 핵분열함을 노외계측기로서 이용하는 원자로에서 안전하게 제어봉의 정적 제어능을 측정할 수 있는 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 제공하고자 한다.
도 1은 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 나타낸 순서도이다.
도 2는 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 설명하기 위한 그래프들이다.
이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다.
또한, 명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함" 한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다.
원자로는 노심에 핵연료를 장전한 후 원자로 안전해석에 사용된 핵설계 보고서가 적절한지를 확인하기 위해 반드시 제어봉의 제어능을 측정하게 된다. 원자로의 노심(reactor core)에는 열 출력이나 축 방향 출력 분포의 조정, 또는 다양한 원인에 의해 노심 내 핵반응을 완전 종결시켜야 할 때, 이를 수행하는 복수의 제어봉(control rod)들이 설치된다. 복수의 제어봉들은 낱개로 동작하지 않고, 원자로의 크기에 따라 6개 또는 10개 등의 복수의 제어군(control bank)들로 관리된다. 하나의 제어군은 4개 또는 8개의 제어봉 집합체(control rod assembly)들을 포함하며, 하나의 제어봉 집합체는 4개 또는 12개의 개별 제어봉들을 포함할 수 있다.
이하에서, 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 개별 제어봉의 제어능을 측정하는 것이 아니라, 제어군의 제어능을 측정하는 것을 의미할 수 있다.
이하, 도 1 및 도 2를 참조하여 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 설명한다. 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 노외계측기로서 핵분열함(fission chamber)을 이용하는 원자로에 대한 동적 제어봉 제어능 측정 방법이나, 이에 한정되지는 않는다.
도 1은 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 나타낸 순서도이다. 도 2는 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법을 설명하기 위한 그래프들이다. 도 2의 (a), (b), (c) 각각의 x축은 시간을 나타내며, 도 2의 (a)의 y축은 노심에 삽입된 제어군의 깊이인 제어봉 위치를 나타내며, 도 2의 (b)의 y축은 원자로의 출력인 cps를 나타내며, 도 2의 (c)의 y축은 원자로의 동적 반응도인 pcm을 나타낸다.
도 1 및 도 2를 참조하면, 원자로의 노심에 기준 제어군(Bank A5)을 제1 깊이로 삽입하여 원자로를 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지한다(S100).
구체적으로, 동적 반응도가 60pcm인 미임계 상태의 원자로의 노심에 기준 제어군(Bank A5)을 350cm의 제어봉 위치에 도달하도록 약 20cm 내지 40cm의 제1 깊이로 삽입하여 원자로를 105cps의 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지한다. 여기서, 원자로의 설정 출력인 105cps는 핵분열함인 노외계측기의 펄스 신호에서 펄스 중첩이 발생하지 않는 최대 출력이다. 즉, 원자로의 설정 출력은 노외계측기의 펄스 신호에서 펄스들이 비중첩하는 최대 출력인 105cps이다.
다음, 기준 제어군(Bank A5)을 제1 깊이로부터 최대 허용 속도로 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 기준 제어군(Bank A5)의 삽입 전부터 기준 제어군(Bank A5)의 인출 후까지 노외계측기의 제1 신호를 측정한다(S200).
구체적으로, 기준 제어군(Bank A5)을 제1 깊이로부터 인출하지 않고, 최초 삽입된 제1 깊이인 350cm의 제어봉 위치로부터 최대 허용 속도로 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 원자로 노심으로부터 375cm 제어봉 위치까지 완전히 인출한다. 이때, 기준 제어군(Bank A5)의 삽입 1분 전부터 기준 제어군(Bank A5)의 인출 1분 후까지 노외계측기의 펄스 신호인 제1 신호를 측정한다.
한편, 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호는 제어군을 제1 깊이로부터 완전히 인출한 후, 다시 제어군을 최대 허용 속도로 원자로 노심에 완전히 삽입 및 인출함으로써, 원자로 노심의 출력이 변동되는 중에 제어군의 삽입 및 인출이 수행된다.
다음, 노외계측기의 제1 신호를 이용하여 계산된 원자로의 제1 정적 반응도에 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 기준 제어군(Bank A5)의 정적 제어능으로 결정한다(S300).
구체적으로, 기준 제어군(Bank A5)의 삽입 높이인 제어봉 위치로부터 완전 삽입 시까지의 제어봉 위치를 RAST-K 코드에 입력하여 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(Density to Response Conversion Factor, DRCF) 및 동적 대 정적 변환 상수(Dynamic to Static Conversion Factor, DSCF)를 생산한다. 생산된 DSCF, DRCF, 측정된 노외계측기의 제1 신호, 기준 제어군(Bank A5)의 삽입 높이인 제어봉 위치를 설정된 전산 코드에 입력하여 원자로의 제1 정적 반응도를 계산한다.
한편, 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호는 DSCF 및 DRCF를 미리 계산할 수 있지만, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로의 임계 상태를 유지하는 반응도인 60pcm 에 해당하는 제어봉 높이가 현장에서 매 제어군마다 달라질 수 있기 때문에, DSCF 및 DRCF를 매번 생산한다. 또한, 핵분열함인 노외계측기는 중성자 수와 우라늄 반응에 따른 펄스 신호만 선별 사용하므로, 기저 신호 보상 알고리즘은 필요 없으며, 설정된 전산 코드에서는 이를 적용하지 않도록 개선될 수 있다.
설정된 전산 코드에서 계산된 원자로의 제1 정적 반응도에 원자로의 잔여 제어능 측정값(도 2의 (c)의 (A)구간 제어능 측정값)인 60pcm을 합산하여 기준 제어군(Bank A5)의 최종 정적 제어능으로 결정한다. 그리고 기준 제어군(Bank A5)의 최종 정적 제어능을 핵 설계 보고서의 기준 제어군의 정적 제어능과 비교한다.
한편, 잔여 제어능 측정값은 50pcm 내지 80pcm일 수 있다.
한편, 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호는 설정된 전산 코드에서 제어군의 최종 정적 제어능이 계산되나, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 설정된 전산 코드에서 계산된 제1 정적 반응도인 정적 제어능에 잔여 제어능 측정값인 60pcm을 합산하여 최종 정적 제어능이 결정된다.
다음, 원자로가 설정 출력을 가지면, 원자로의 노심에 제1 시험 제어군(Bank R1)을 제2 깊이로 삽입하여 원자로를 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지한다.
구체적으로, 기준 제어군(Bank A5)을 원자로 노심으로부터 완전히 인출하였으므로 원자로 노심에는 60pcm의 정반응도가 부가되어 원자로 출력인 cps가 지수 함수적으로 증가한다. 원자로가 설정 출력인 105cps에 도달하면, 원자로의 노심에 제1 시험 제어군(Bank R1)을 340cm 제어봉 위치에 도달하도록 기준 제어군(Bank A5)의 제1 깊이 대비 더 깊은 제2 깊이로 삽입하여 원자로를 105cps의 설정 출력을 가지는 임계 상태로 약 100초간 유지한다. 원자로 임계 유지 시 제1 시험 제어군(Bank R1)의 삽입 위치인 제어봉 위치는 60pcm을 보상한 위치이며, 100초간 유지하면 원자로의 지발중성자군이 충분히 변동을 멈춘다. 또한, 원자로가 노외계측기의 펄스 신호에서 펄스들이 비중첩되는 설정 출력인 105cps를 유지하는 상태이므로, 노외계측기에서 측정된 펄스 신호에 선형성 문제가 발생하지 않는다.
다음, 제1 시험 제어군(Bank R1)을 제2 깊이로부터 최대 허용 속도로 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 제1 시험 제어군(Bank R1)의 삽입 전으로부터 제1 시험 제어군의 인출 후까지 노외계측기의 제2 신호를 측정한다.
구체적으로, 제1 시험 제어군(Bank R1)을 제2 깊이로부터 인출하지 않고, 최초 삽입된 제2 깊이인 340cm의 제어봉 위치로부터 최대 허용 속도로 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 원자로 노심으로부터 375cm 제어봉 위치까지 완전히 인출한다. 이때, 제1 시험 제어군(Bank R1)의 삽입 1분 전부터 제1 시험 제어군(Bank R1)의 인출 1분 후까지 노외계측기의 펄스 신호인 제2 신호를 측정한다.
다음, 노외계측기의 제2 신호를 이용하여 계산된 원자로의 제2 정적 반응도에 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 제1 시험 제어군(Bank R1)의 정적 제어능으로 결정한다.
구체적으로, 제1 시험 제어군(Bank R1)의 삽입 높이인 제어봉 위치로부터 완전 삽입 시까지의 제어봉 위치를 RAST-K 코드에 입력하여 중성자 수밀도 대 계측기 반응 변환 상수(DRCF) 및 동적 대 정적 변환 상수(DSCF)를 생산한다. 생산된 DSCF, DRCF, 측정된 노외계측기의 제2 신호, 제1 시험 제어군(Bank R1)의 삽입 높이인 제어봉 위치를 설정된 전산 코드에 입력하여 원자로의 제2 정적 반응도를 계산한다.
설정된 전산 코드에서 계산된 원자로의 제2 정적 반응도에 원자로의 잔여 제어능 측정값(도 2의 (c)의 (A)구간 제어능 측정값)인 60pcm을 합산하여 제1 시험 제어군(Bank R1)의 최종 정적 제어능으로 결정한다. 그리고 제1 시험 제어군(Bank R1)의 최종 정적 제어능을 핵 설계 보고서의 제1 시험 제어군의 정적 제어능과 비교한다.
다음, 제2 시험 제어군(Bank R2)에 대해 상술한 제1 시험 제어군(Bank R1)과 같은 방법으로 수행하여 제2 시험 제어군(Bank R2)의 최종 정적 제어능을 결정하고 핵 설계 보고서의 제2 시험 제어군의 정적 제어능과 비교한다.
구체적으로, 원자로가 설정 출력인 105cps에 도달하면, 원자로의 노심에 제2 시험 제어군(Bank R2)을 320cm 제어봉 위치에 도달하도록 제1 시험 제어군(Bank R1)의 제2 깊이 대비 더 깊은 제3 깊이로 삽입하여 원자로를 105cps의 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지한 후 상술한 제1 시험 제어군(Bank R1)과 같은 방법으로 제2 시험 제어군(Bank R2)의 완전한 삽입 및 인출을 수행하여 제2 시험 제어군(Bank R2)의 최종 정적 제어능을 결정하고 핵 설계 보고서의 제2 시험 제어군의 정적 제어능과 비교한다.
이상과 같이, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 제어봉의 완전 인출 시점이 시작점이 아니라 측정하려는 제어봉이 일부 노심에 삽입된 시점이 측정 시작점이 된다. 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호에 개시된 기존방법론과 절차는 원자로의 출력이 변동하고 있는 상태에서 제어봉이 삽입되지만, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법인 신규 절차는 항상 원자로 임계 시점에서 시작한다.
제어봉의 완전 인출 시점에서 임계 시점까지의 제어능은 잔여 제어능으로 간주되는데, 노외계측기의 펄스 신호로 계산한 반응도는 엄밀히 동적 반응도이나, 약 120pcm 이내의 노심 반응도는 동적 대 정적 반응도 값에 있어 1% 이내의 편차를 보이기 때문에, 반응도 계산기가 20pcm 내지 70pcm의 반응도를 산출한다면, 이는 동적 반응도임에도 정적 반응도로 간주된다. 따라서, 제어군이 노심에 일부 삽입된 위치까지의 반응도는 잔여 제어능과 동일하다(도 2의 (c)의 (A)구간에서 매번 확인됨).
동적 제어봉 제어능 측정 방법이 수행될 원자로 현장에서 시험 제어군의 실제 삽입 위치는 설계 상 계산된 삽입 위치와 일치하지 않을 수 있다. 원자로의 임계붕소농도도 다르고 기준 제어군이 가질 제어능이 60pcm 내지 70pcm 사이에서 결정되기 때문에, 상황에 따라 기준 제어군의 제어능이 60pcm, 65pcm, 70pcm 등으로 달라지면, 시험 제어군이 가질 삽입 위치도 계산값과 일치하지 않게 된다. 특히, 시험 제어군의 제어능이 설계값과 차이가 있다면 그만큼 삽입 위치도 변동을 갖게 된다.
따라서, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로 현장에서 제어군의 삽입 위치부터 완전 삽입까지의 각종 과도 해석을 수행하고, DSCF 및 DRCF를 생산한 뒤, 이를 측정 자료에 대입하여 제어군의 정적 제어능을 평가한다.
DSCF, DRCF를 생산하는 기본적인 절차는 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호에 개시된 것과 동일하나, 선행문헌은 원자로 출력이 변동되고 있는 상태에서 제어군이 완전 인출된 상태가 분석 기점이지만, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 제어군이 노심에 일부 삽입된 상태에서 원자로 임계를 이루고 있는 상태가 분석 기점이된다.
따라서, 선행문헌인 한국등록특허 제10-0598037호는 최대속도로 제어군을 삽입하기 전 1분간의 노외계측기 신호 증가 자료가 반드시 필요하기 때문에, DSCF 및 DRCF를 생산할 때 기준 제어군, 제1 시험 제어군, 제2 시험 제어군 등을 모두 연속적 및 순차적으로 움직이는 시뮬레이션을 반드시 수행해야 하지만, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로 임계 시점에서 시험하므로 기준 제어군(Bank A5), 제1 시험 제어군(Bank R1), 제2 시험 제어군(Bank R2)의 DSCF 및 DRCF를 독립적으로 한번씩만 시뮬레이션하여 처리할 수 있다. 이로 인해, 원자로 현장에서 제1 시험 제어군(Bank R1)의 정적 제어능을 측정하든 제2 시험 제어군(Bank R2)의 정적 제어능을 측정하든 각 제어군에 대해 DSCF 및 DRCF를 주어진 삽입 위치에 대응하여 즉시 생산할 수 있고 다른 제어군에 영향을 주지 않는다.
일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로 현장에서 시험 상황에 대응하여 DSCF 및 DRCF를 즉시 생산하고 활용해야 하므로, RAST-K 및 설정된 전산 코드인 INVERSE 2.0 코드가 순차적으로 사용될 수 있다. 단, 이 전체 작업은 자동화될 수 있으며, 사용자 입장에선 기존의 설정된 전산 코드인 INVERSE 1.0 코드 하나만 시행하던 것과 표면적으로 다를 바 없으나, 내부적인 프로세싱은 현장에서 설계와 분석이 진행되어 계산 흐름에 차이를 갖는다.
이와 같이, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 노외계측기로서 핵분열함을 이용하는 원자로에 대한 동적 제어봉 제어능을 측정할 수 있다.
또한, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로의 임계 상태에서 원자로의 출력 변동 없이 제어군의 완전한 삽입 및 인출을 수행함으로써, 원자로의 출력이 변동되는 선행문헌 대비 안전하게 제어봉의 정적 제어능을 측정할 수 있다.
또한, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 원자로의 임계 상태에서 원자로의 설정 출력이 핵분열함인 노외계측기의 펄스 신호의 펄스들이 비중첩하여 항상 선형성을 유지하는 최대 출력 조건인 105cps에서 제어군의 완전한 삽입 및 인출을 수행함으로써, 섭동진입구간 기회를 최소화하여 평가결과의 우수성을 기대할 수 있다.
또한, 일 실시예에 따른 동적 제어봉 제어능 측정 방법은 노외계측기의 펄스신호의 선형성을 보장하는 범위 내에서 동적 제어봉 제어능 기법을 활용할 수 있기 때문에, 종래의 붕소 희석법 및 제어봉 교환법 대비 7시간 정도 시험 시간을 단축할 수 있어 핵분열함을 사용하는 6개 호기에 적용되면 기술 수명 5개 주기 동안 발전량 증가 효과를 기대할 수 있다.
이상에서 본 발명의 실시예에 대하여 상세하게 설명하였지만 본 발명의 권리범위는 이에 한정되는 것은 아니고 다음의 청구범위에서 정의하고 있는 본 발명의 기본 개념을 이용한 당업자의 여러 변형 및 개량 형태 또한 본 발명의 권리범위에 속하는 것이다.
[부호의 설명]
기준 제어군(Bank A5), 제1 시험 제어군(Bank R1), 제2 시험 제어군(Bank R2)

Claims (6)

  1. 노외계측기로서 핵분열함(fission chamber)을 이용하는 원자로에 대한 동적 제어봉 제어능 측정 방법에 있어서,
    상기 원자로의 노심에 기준 제어군을 제1 깊이로 삽입하여 상기 원자로를 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지하는 단계;
    상기 기준 제어군을 상기 제1 깊이로부터 최대 허용 속도로 상기 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 상기 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 상기 기준 제어군의 삽입 전부터 상기 기준 제어군의 인출 후까지 상기 노외계측기의 제1 신호를 측정하는 단계; 및
    상기 노외계측기의 상기 제1 신호를 이용하여 계산된 상기 원자로의 제1 정적 반응도에 상기 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 상기 기준 제어군의 정적 제어능으로 결정하는 단계
    를 포함하는 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
  2. 제1항에서,
    상기 원자로가 상기 설정 출력을 가지면, 상기 원자로의 노심에 시험 제어군을 제2 깊이로 삽입하여 상기 원자로를 상기 설정 출력을 가지는 임계 상태로 유지하는 단계;
    상기 시험 제어군을 상기 제2 깊이로부터 최대 허용 속도로 상기 원자로의 노심에 완전히 삽입하고 즉시 최대 허용 속도로 상기 원자로 노심으로부터 완전히 인출하고, 상기 시험 제어군의 삽입 전부터 상기 시험 제어군의 인출 후까지 상기 노외계측기의 제2 신호를 측정하는 단계; 및
    상기 노외계측기의 상기 제2 신호를 이용하여 계산된 상기 원자로의 제2 정적 반응도에 상기 원자로의 잔여 제어능 측정값을 합산하여 상기 시험 제어군의 정적 제어능으로 결정하는 단계
    를 더 포함하는 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
  3. 제2항에서,
    상기 제2 깊이는 상기 제1 깊이 대비 더 깊은 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
  4. 제1항에서,
    상기 원자로의 상기 설정 출력은 상기 노외계측기가 측정한 상기 제1 신호의 펄스들이 비중첩하는 출력인 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
  5. 제4항에서,
    상기 원자로의 상기 설정 출력은 105cps인 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
  6. 제1항에서,
    상기 원자로의 상기 잔여 제어능 측정값은 50pcm 내지 80pcm인 동적 제어봉 제어능 측정 방법.
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