KR20200088497A - 미임계 코어 반응도 편향 반영 기술 - Google Patents

미임계 코어 반응도 편향 반영 기술 Download PDF

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Abstract

방법이, 반응로 임계에 도달하기 전에, 핵 반응로 코어의 전반적인 코어 반응도 편향 및 상응하는 추정된 임계 조건을 결정한다. 방법은 먼저 역 계수율 비율(ICRR) 데이터의 수집 및 평가를 필요로 하고; 구체적으로 측정된 ICRR 대 예측된 ICRR 데이터를 피팅한다. 이어서, 전반적인 코어 반응도 편향은, 측정과 예측 사이의 이상적인 비교를 생성하는 예측에 대한 균일한 반응도 조정의 양으로서 결정된다.

Description

미임계 코어 반응도 편향 반영 기술
관련 출원에 대한 상호 참조
본 특허 출원은, 기재 내용 전체가 본원에서 참조로 포함되는, 2017년 12월 12일자로 출원된 미국 가출원 제62/597,571호의 35 U.S.C. § 119(e) 하의 우선권 이익을 주장한다.
개시된 개념은 일반적으로 핵 반응로 코어가 임계적으로 진행하는 것을 예측하기 위한 방법, 보다 구체적으로, 반응로 임계에 도달하기 전에 전반적인 코어 반응도 편향 및 그에 상응하는 핵 반응로 코어의 추정 임계 조건을 결정하기 위한 방법에 관한 것이다.
가압수 반응로 원자력 발생 시스템에서, 코어 내에서 지지되는 복수의 연료봉 내에서 발생되는 핵분열 연쇄 반응에 의해서 열이 압력 용기의 코어 내에서 발생된다. 연료봉은 연료봉들 사이에 공간을 두고 연료 조립체에서 이격된 관계로 유지되어, 붕소 함유 물이 통과하여 유동하는 냉각제 채널을 형성된다. 냉각수 내의 수소는 연료봉 내의 농축 우라늄으로부터 방출되는 중성자를 감속시키고(moderate) 핵반응의 수를 증가시키고 그에 따라 프로세스의 효율을 증가시킨다. 제어봉 안내 씸블(thimble)이 연료봉 위치 대신 연료 조립체 내에 점재되고, 코어에 삽입되도록 또는 그로부터 회수되도록 동작될 수 있는 제어봉을 안내하는 역할을 한다. 삽입될 때, 제어봉은 중성자를 흡수하고 그에 따라 핵 반응의 수 및 코어 내에서 발생되는 열의 양을 줄인다. 냉각제는 조립체를 통해서 반응로의 외부로 증기 발생기의 튜브 측으로 유동하고, 증기 발생기에서 열은 저압의 증기 발생기의 쉘 측(shell side) 내의 물로 전달되고, 이는 터빈을 구동하기 위해서 사용되는 증기의 발생을 초래한다. 증기 발생기의 튜브 측을 빠져 나가는 냉각제는, 프로세스를 재개하기 위해서, 주 냉각제 펌프에 의해서 폐쇄 루프 사이클내의 반응로로 다시 구동된다.
핵 반응로의 원자력 레벨은 일반적으로 3개의 범위: 소스(source) 또는 시동 범위, 중간 범위, 파워 범위로 분할된다. 안전한 동작을 보장하기 위해서, 반응로의 원자력 레벨이 연속적으로 모니터링된다. 그러한 모니터링은 전형적으로, 반응로의 중성자 플럭스를 측정하기 위해서 반응로 코어의 내측 및 외측에 배치되는 중성자 검출기에 의해서 실시된다. 임의의 지점에서의 반응로 내의 중성자 플럭스가 핵분열 속도에 비례하기 때문에, 중성자 플럭스는 또한 원자력 레벨에 비례한다.
반응로의 소스, 중간, 및 원자력 범위 내의 플럭스를 측정하기 위해서, 핵분열 및 이온화 챔버가 이용되어 왔다. 전형적인 핵분열 및 이온화 챔버는 모든 정상 원자력 레벨에서 동작할 수 있으나; 그러한 챔버는 일반적으로 소스 범위에서 방출되는 낮은 레벨의 중성자 플럭스를 정확하게 검출할 정도로 충분히 민감하지 않다. 따라서, 반응로의 원자력 레벨이 소스 범위에 있을 때, 통상적으로 별도의 저 레벨 소스 범위 검출기를 이용하여 중성자 플럭스를 모니터링한다.
코어 내의 핵분열 반응은, 적절한 에너지 레벨의 자유 중성자가 연료봉 내에 포함된 핵분열 가능 물질의 원자에 충돌할 때, 발생된다. 그러한 반응은, 반응로 냉각제 내의 코어로부터 추출되는 많은 양의 열 에너지의 방출, 그리고 추가적인 핵분열 반응을 생성하는데 이용될 수 있는 부가적인 자유 중성자의 방출을 초래한다. 이러한 방출된 중성자의 일부는 코어를 빠져 나오고 중성자 흡수체, 예를 들어 제어봉에 의해서 흡수되고, 그에 따라 통상적인 핵분열 반응을 유발하지 않는다. 코어 내에 존재하는 중성자 흡수 물질의 양을 제어하는 것에 의해서, 핵분열 속도가 제어될 수 있다. 핵분열 가능 물질 내에서 발생되는 무작위적인 핵분열 반응이 항상 존재하나, 코어가 차단될 때, 방출된 중성자는, 지속적인 일련의 반응이 발생되지 않게 하는 그러한 높은 속도로 흡수된다. 주어진 발생에서의 중성자의 수가 이전의 발생에서의 중성자 수와 같아질 때까지 중성자 흡수 물질을 감소시키는 것에 의해서, 프로세스는 자가-지속 연쇄 반응되기 시작하고, 반응로는 "임계적"인 것으로 지칭된다. 반응로가 임계일 때, 중성자 플럭스는, 반응로가 차단될 때보다 6배 또는 약 6배로 더 큰 자릿수(orders of magnitude)이다. 일부 반응로에서, 차단된 코어 내의 중성자 플럭스의 증가를 가속하여 실질적인 전이 영역(transition interval)을 달성하기 위해서, 인공 중성자 소스가 핵분열 가능 물질을 포함하는 연료봉들 사이에서 반응로 코어 내에 이식된다. 이러한 인공 중성자 소스는, 반응로를 원자력까지 가져가는 것을 돕기 위한 중성자 플럭스의 국소적인 증가를 생성한다.
중성자 소스가 없는 경우에, 하나의 생성에서의 자유 중성자의 수 대 이전의 생성에서의 자유 중성자의 수의 비율이 "중성자 증배율"(Keff)로 지칭되고, 반응로의 반응도의 측정치로서 사용된다. 다시 말해서, 핵 코어의 임계도의 측정치는 Keff, 즉, 중성자 생산 대 파괴 및 손실 모두로 인한 전체 중성자 손실의 비율이다. Keff가 1보다 클 때, 파괴되는 것보다 더 많은 중성자가 생산된다. 유사하게, Keff가 1보다 작을 때, 생성되는 것보다 더 많은 중성자가 파괴된다. Keff가 1 미만일 때, 반응로는 "미임계"로 지칭된다. 비교적 최근까지, 임계도가 소스 범위 엑스코어 검출기(source range excore detector)로부터 발생되려 하는 때를 측정하기 위한 직접적인 방법은 존재하지 않았다. 플랜트 운영자는 통상적으로, 많은 수의 방법을 통해서 임계도가 발생될 때를 추정한다. 임계가 발생될 때를 추정하기 위한 하나의 방법은, 플랜트 임계 발생에 사용된 조건의 변화, 예를 들어 제어봉의 회수에 따라 소스 범위 검출기로부터 얻어진 계수율(count rate)의 반비례를 플로팅(plotting)하는 것에 의해서 이루어진다. 플랜트가 임계로 진행할 때, 소스 범위 계수율은 무한대에 접근하고 그에 따라, 역 계수율 비율(Inverse Count Rate Ratio(ICRR))는 0으로 진행된다. 반응로의 코어 내에서 발생되는 반응의 물리학으로 인해서, ICRR 곡선은 대부분 결코 선형이 되지 않는다. 제어봉 위치 변화는 ICRR 곡선의 형상에 상당한 영향을 미친다. 그에 따라, 플랜트를 임계로 진행시키는 조건을 ICRR 곡선으로부터 추정하는 것은 상당한 불확실성을 가지고, 또한 미국 원자력 규제 위원회와 원자력 발전 운전 협회의 상당한 조사를 받아야 한다.
보다 최근에, 반응로가 임계로 진행할 것을 직접적으로 예측하기 위한 방법이 고안되었다. 그러한 방법은 미국 특허 제6,801,593호에 설명되어 있다. 그러한 방법에 따라, 소스 범위 검출기의 출력을 모니터링하면서, 코어의 반응도를 증가시킨다. 보정률이 ICRR을 선형화하고, 그에 따라 곡선이 예측 가능하게 외삽될 수 있다. 그에 따라, 방법은 공간적으로 보정된 역 계수율 코어 반응도 측정 프로세스를 설명한다. 그러나, 이러한 방법은, 측정된 중성자 복사선 레벨의 정확도에 따라 달라지는 코어 반응도 측정의 정확도를 해결하지 못한다. 특히, 측정된 중성자 레벨의 증가적인 변화가 정확하게 결정되는 것이 매우 중요하다. 적절히 동작하는 중성자 복사선 검출기 내의 가장 큰 중성자 측정 오류 성분은 전형적으로, "배경 신호"로 일반적으로 지칭되는 것에 의해서 유발된다. 배경 신호는, 소스 중성자에 의해서 유발되지 않은 응답을 검출기 측정에서 유도한다. 이는, 측정된 코어 반응도 변화에서 오류를 초래한다. 중성자 수 측정의 정확도를 개선하고 ICRR 반응도 측정 프로세스에서의 상응하는 정확도 개선을 달성하기 위해서, 반응도 변화를 계산하기 위해서 측정이 이용되기 전에, 임의의 상당한 배경 신호 성분을 측정으로부터 제거할 필요가 있다. 미국 특허 제7,894,565호 이전에, 상업용 원자력 설비에서 이용되는 전형적인 중성자 검출기로부터의 중성자 신호 측정 내의 배경 신호 콘텐츠를 직접적으로 결정하는 방법은 존재하지 않았다. 미국 특허 제7,894,565호는 하나의 그러한 방법을 제공하나, 코어가 임계로 진행할 때를 추정하는 것을 개선할 여지가 여전히 있다. 또한, 코어가 임계로 진행하기 전에, 코어가 설계된 바와 같이 실시하는지 그리고 비정상이 존재하는지의 여부를 결정할 수 있는 방법이 현재 필요하다. 현재, 그러한 분석은, 저 원자력 물리학 테스팅 프로세스의 일부로서 코어가 임계로 진행된 후에만 실시될 수 있는데, 그러한 분석은 반응로가 전체 원자력(full power)이 되기 전에 성공적으로 결론지어져야 한다.
개시된 개념은 Keff가 1 미만인 핵 반응로 코어에 대한 전반적인 코어 반응도 편향을 결정하는 방법을 제공한다. 그러한 방법은 반응로 코어의 하나 이상의 상태에 대해서 미임계 중성자 플럭스(즉, 측정된 중성자 검출기 응답)를 측정하는 단계를 포함한다. 그러한 방법은 반응로 코어의 하나 이상의 상태에 대해서 공간적으로-보정된 미임계 중성자 플럭스의 예측(즉, 예측된 중성자 검출기 응답)을 계산하는 단계를 포함한다. 이어서, 방법은 측정된 그리고 예측된 중성자 검출기 응답 사이의 차이를 결정하고, 그러한 차이를 전반적인 코어 반응도 편향으로서 기록한다. 방법의 일 실시예에서, 측정 단계는 소스 범위 검출기의 출력으로부터 취해지고, 바람직하게, 측정 단계, 계산 단계 및 결정 단계는 복수의 정상-상태 미임계 조건, 즉 상태 지점들 하에서 실시된다. 바람직하게, 복수의 정상-상태 미임계 조건은, 다른 코어 조건들을 정상-상태로 유지하면서, 제어봉을 재배치하는 것에 의해서 얻어진다.
그러한 방법은 또한 중성자 검출기 응답의 측정 및 예측의 회귀 통계(regression statistics)를 이용하는 단계, 및 플랜트가 미임계 조건에 있는 동안 그리고 플랜트가 임계에 도달하기 전에, 정량적 측정-대-예측 기준을 회귀 통계에 적용하여 다양한 코어 비정상을 검출하는 단계를 포함할 수 있다. 그러한 방법은, 측정된 중성자 플럭스 데이터를 예측된 중성자 검출기 응답에 대해서 조정하는데 필요한, 체계적인 전반적인 반응도 편향인, 균일한 분석적 반응도 조정을 결정하는 것에 의해서, 예측된 코어와 실제 코어(즉, 초기 구성 또는 재연료 공급(refueling) 후의 조립된 그대로의 코어) 사이의 반응도 편향을 결정하는 단계를 더 포함할 수 있다.
방법은 그러한 방법을 실행하도록 프로그래밍된 프로세싱 장치에 의해서 실행될 수 있다. 방법을 실행하기 위한 명령어가, 사용을 위해서, 그러한 방법을 실행하는 프로세싱 장치에 의해서 기계 판독 가능 매체에서 얻어질 수 있다.
첨부 도면과 함께 읽을 때, 바람직한 실시예에 관한 이하의 설명으로부터, 개시된 개념을 더 잘 이해할 수 있을 것이다.
도 1은 원자력 발생 시스템의 일차 측부의 개략도이다.
도 1은, 핵 증기 공급 시스템(12)이 전력 생산을 위해서 터빈 발전기(미도시)를 구동하기 위한 증기를 공급하는 핵 발전 플랜트(10)의 일차 측부를 도시한다. 핵 증기 공급 시스템(12)은, 압력 용기(18) 내에 수용된 반응로 코어(16)를 포함하는 가압수 반응로(14)를 갖는다. 반응로 코어(16) 내의 핵분열 반응은 열을 생성하고, 그러한 열은 코어를 통과하여 지나가는, 반응로 냉각제인 경수에 의해서 흡수된다. 가열된 냉각제는 고온 레그 파이핑(20)을 통해서 증기 발생기(22)로 순환된다. 반응로 냉각제는 반응로 냉각제 펌프(24)에 의해서 저온 레그 파이핑(26)을 통해서 증기 발생기(22)로부터 반응로(14)로 복귀된다. 전형적으로, 가압수 반응로는 적어도 2개 그리고 종종 3개 또는 4개의 증기 발생기(22)를 가지며, 가열된 냉각제가 고온 레그(20)를 통해서 각각의 증기 발생기에 공급되며, 고온 레그는 저온 레그(26) 및 반응로 냉각제 펌프(2)를 따라서 일차 루프를 형성한다. 각각의 일차 루프는 증기를 터빈 발전기에 공급한다. 그러한 루프 중 하나가 도 1에 도시되어 있다.
반응로(14)로 복귀된 냉각제는 환형 다운코머(downcomer)를 통해서 하향 유동하고, 이어서 코어(16)를 통해서 상향 유동한다. 코어의 반응도, 그리고 그에 따라 반응로(14)의 원자력 출력이, 코어 내로 선택적으로 삽입될 수 있는 제어봉에 의해서 단기 기반(short term basis)으로 제어된다. 장기 반응도는 냉각제 내에 용해된 붕소와 같은 중성자 감속제의 농도의 제어를 통해서 조절된다. 냉각제가 전체 코어를 통해서 순환함에 따라, 붕소 농도의 조절은 코어 전체를 통해서 균일하게 반응도에 영향을 미친다. 다른 한편으로, 제어봉은 국소적인 반응도에 영향을 미치고, 그에 따라 코어(16) 내의 축방향 및 반경방향 원자력 분포의 비대칭성을 초래한다.
코어(16) 내의 조건은 몇 개의 상이한 센서 시스템에 의해서 모니터링된다. 이러한 시스템은, 반응로(14)로부터 나오는 중성자 플럭스를 측정하는 엑스코어 검출기 시스템(28)을 포함한다. 엑스코어 검출기 시스템(28)은, 반응로가 차단될 때 사용되는 소스 범위 검출기, 시동 및 차단 중에 사용되는 중간 범위 검출기, 및 반응로가 약 5% 원자력 초과일 때 사용되는 원자력 범위 검출기를 포함한다. 인코어 검출기가 또한 원자력 동작 중에 전형적으로 이용되나; 이들은 본원과 관련된 것이 아니다.
추정 임계 조건(ECC)은 전형적으로 임의의 반응로 시동 전개의 일부로서 요구된다. ECC는, 임계 반응로 상태를 초래하는 것으로 예상되는, 제어봉 및 일차 시스템 조건(예를 들어, 용해 가능한 붕소 농도, 냉각제 온도)의 조합이다. 반응도 관리 관점에서, ECC가 코어의 실제 임계 조건(즉, 임계 반응로 상태를 초래하는 제어봉 위치 및 일차 시스템 조건의 진정한 조합)에 근접하게 정합되는 것이 바람직하다. 또한, 플랜트의 기술적 제원이, 코어 반응도가 특정된 양의 예측된 코어 반응도 이내에서 측정되는, (LCO로도 지칭되는) 동작을 위한 한계 조건을 포함한다. 각각의 코어 재연료 공급 후에 원자력 동작(전형적으로 5% 초과 비율의 열적 원자력)을 시작하기 전에 그리고 일반적으로 그 후에 매달, 연관된 감시가 실시된다.
반응로 코어 동작에 앞서서 핵 설계 예측에 의해서 다양한 ECC 조합이 결정될 수 있다. 그러나, 더 정확한 ECC 반영이, 임의의 전반적인 코어 반응도 편향의 존재를 식별할 수 있는, 반응로 임계 전의 ICRR 모니터링 및 평가를 통해서 얻어질 수 있다. 전반적인 코어 반응도 편향은 코어의 예측된 반응도 상태와 측정에 의해서 결정된 코어의 실제 반응도 상태 사이의 차이로서 정의된다. 결과적으로, 편향은 반응로 임계 전의 업데이트된 ECC 반영에 통합될 수 있다.
ICRR 모니터링은 중성자 검출기(MR)로부터의 기준선 측정을 필요로 하는 차단/시동 조건 중의 일반적인 실무이다. 반응도 조작(예를 들어, 제어봉 회수) 및 새로운 정상 상태 조건(상태 지점)의 달성 후에, 다른 측정이 수집된다(Mi). MR/Mi의 비율은 상태 지점(i)에 대한 ICRR로서 정의된다. 부가적인 반응도 조작이 발생됨에 따라, ICRR이 기준 측정으로부터의 변화와 관련하여 그리고 다시 반응로가 반응로 임계를 향해서(또는 그로부터 멀리) 어떻게 진행되는지와 관련하여 업데이트 및 모니터링될 수 있다. 반응로를 시동하고자 하는 경우에(즉, 반응로를 임계 상태로 가져가고자 하는 경우에), 양의 반응도가 코어에 부가되고(예를 들어, 제어봉 회수, 일차 시스템 용해 가능 붕소 희석), ICRR이 0에 접근하는 것으로 예상된다.
미국 특허 제6,801,593호에서 설명된 바와 같이, 반응로 코어 내에서 발생되는 반응의 물리학으로 인해서, 반응로가 임계에 매우 근접하지 않는 한 ICRR은 선형이 아니고; 제어봉 위치는 임계-전 테스팅의 일부로서 변화되고, 임계로의 접근은 ICRR 곡선의 형상에 상당한 영향을 미친다. 그에 따라, 미국 특허 제6,801,593호는 제어봉 위치 또는 코어 조건의 변화를 이용하여, 측정된 ICRR을 선형화하는 수단을 제공하였다.
미국 특허 제6,801,593호에서 설명된 방법은, 중성자 검출기 측정(MR/Mi)의 함수이나, 공간적 보정 인자(SCF)를 통해서 핵 설계에 따라 달라지는, 측정 매개변수로서 공간적으로-보정된 ICRR(ICRRSC)의 이용에 의존한다. 미국 특허 제6,801,593호는, 고정된 중성자 소스를 가지는 그리고 가지지 않는 미임계, 정적 계산으로부터 얻어진 정적인 공간적 인자 및 예측된 고유값의 함수로서 SCF를 정의하였다.
ICRRSC가 설계 예측에 부분적으로 의존하기 때문에, ICRRSC를 일차 측정 매개변수로서 이용하는 것은 본질적으로 마스킹 효과의 영향을 받고, 설계 예측의 오류 또는 편향이 측정에 또한 영향을 미칠 수 있다. 그에 따라, 반응로 물리학 측정 관점에서, 마스킹 효과의 가능성을 제거하기 위해서 측정 결과로부터 예측적 성분을 제거하는 것이 바람직하다. 그에 따라, 개시된 개념은 먼저 측정된 ICRR("순수" 측정, MR/Mi, 그리고 예측적 성분이 없는)과 예측된 ICRR("순수" 예측, 측정 성분이 없으나, 측정(MR)과 측정(Mi) 사이의 플랜트 구성 또는 코어 조건의 변화로부터 초래될 수 있는 임의의 공간적 효과를 고려한) 사이의 선형 관계를 정의한다.
다수의 ICRR 측정을 수집한 후에, 측정된 ICRR이 각각의 상태 지점에서 예측된 ICRR에 비교될 수 있다. 이어서, 이상적인 거동을 초래하는 각각의 상태 지점에서 예측된 ICRR에 대한 균일한 반응도 조정을 결정하는 것에 의해서 전반적인 반응도 편향을 정량화할 수 있고, 이는 선형 피팅(linear fit) 및 측정된 ICRR 대 예측된 ICRR의 선형 피팅을 실시할 때의 0의 y-절편으로 정의된다. 기본적으로, 측정과 합치되도록 예측이 조정되고, 조정은 추후의 전개(예를 들어, 최종적인 임계로의 접근)에 대한 예측을 보정하기 위해서 이용된다.
기준선 또는 기준 조건으로부터의 측정된 중성자 검출기 응답의 변화를 모니터링하는 것에 의해서 (1/M) 이론이 실제로 표시되면, 수학식(1)은 핵 반응로 운영자에게 익숙한 관계식이 된다.
Figure pct00001
여기에서, MR 및 Mi는 각각 기준 상태 지점 조건 및 후속 상태 지점 조건(i)에서의 중성자 검출기 응답이고, kR 및 ki는 각각 기준 상태 지점 조건 및 후속 상태 지점 조건(i)에서의 Keff 값이다.
항들을 재배열하여 새로운 수학식(2)을 얻는다.
Figure pct00002
이러한 형태에서, 수학식의 좌측은 이제 단지 측정된 계수율의 비율("미가공(raw)", 또는 공간적으로 보정되지 않은, 측정된 ICRR, IM, i)이다. 수학식의 우측은, 측정 시의 제어봉 위치 또는 일차 시스템 조건의 변화로부터 초래되는 공간적 효과를 고려한, 핵 설계 계산에 의해서 예측될 수 있는(예측된 ICRR, IP, i) 코어 고유값으로 구성된다. 마스킹 효과의 가능성을 제거하기 위해서, 이렇게 측정을 예측으로부터 분리하는 것이 바람직하다. 단순화된 형태는 다음과 같다:
Figure pct00003
이러한 수학식(3)의 참 회귀(true regression)는 다음과 같이 작성될 수 있다:
Figure pct00004
참 회귀의 결과적인 추정인 수학식(5)는 플랜트의 원자력에서의 동작 전에 코어 설계 검증을 위한 기초로서 사용될 수 있고; 구체적으로, 반응로가 차단되어 있는 동안, ICRR의 증가적인 그리고 전체적인 측정 변화가 설계 예측에 대해서 비교될 수 있다. 결과 평가는 마스킹 효과를 가지지 않고, (미리-규정된 공차 한계 내의) 측정-대-예측 합치는 코어가 설계한 대로 거동한다는 것을 나타낸다.
Figure pct00005
이상적으로, 구축된 그대로의 측정된 코어는 설계된 그대로의 예측된 코어와 동일하고, 그에 따라 수학식(4)에서 β1은 1과 동일하고 β0은 0과 동일하다. 그러나, 실제로, 그러할 가능성이 낮고; 일부 작지 않은 차이가 측정된-대-예측된 ICRR 응답의 라인 피팅에 존재할 가능성이 있을 것이다. 원인과 관계없이, 임계 예상 및 모니터링 목적을 위해서 사용될 수 있도록, 체계적인 반응도 편향을 정량화하는 것이 특히 유용하다.
수학식(2)으로 되돌아 가면, 기준 중성자 검출기 측정을 정규화 상수(C)로 다시 정의하고 항들을 재배열하여 이하를 얻는다:
Figure pct00006
수학식(6)은, 정규화 상수 및 예측 항들을, 전술한 바와 같은 공간적 효과를 또한 고려한 상태 지점(i)에서의 예측된 검출기 응답(Pi) 내로 조합하는 것에 의해서, 참 회귀로서 단순화되고 표시될 수 있다:
Figure pct00007
전반적인 편향을 정량화하기 위해서, 중성자 검출기 측정의 세트가 그 상응 예측 값들에 대해서 피팅될 것이다. 참 회귀의 결과적인 추정은 수학식(8)에서 정의된다.
Figure pct00008
이상적인 상황에서, 측정-대-예측 중성자 검출기 응답의 y-절편은 0이다.
회귀 추정이 선형적이고 데이터 지점이 타이트하게 피팅되는 것으로 가정하면, 수학식(8)에서 정의된 라인 피팅을 위해서 y-절편(b)을 0으로 이동시키는데 필요한 반응도 조정의 양을 결정하는 것에 의해서, 전반적인 측정-대-예측 반응도 편향이 추정될 수 있다.
0의 y-절편(b)을 갖는 라인 피팅을 생성하는 (Pi 값의 변화를 통해서 부여된) 모든 상태 지점들에 걸친 균일한 반응도 조정은, 추정된 코어 반응도 편향이다.
Figure pct00009
따라서, 개시된 개념은 각각의 상태 지점 조건에서의 미가공 미임계 중성자 플럭스 측정과 상응 예측의 직접적인 비교를 이용한다. 이는, 결과 평가 전에 측정 데이터의 보정을 필요로 하는 종래의 원자력 반응로 물리학 테스팅 방법론과 상이하고; 이러한 방법의 이점은, 측정 및 예측의 완전한 분리의 이용으로, 마스킹 효과를 방지하는 것(즉, 측정과 예측 사이의 상호 의존성을 제거하는 것)이다.
또한, 개시된 개념은, 플랜트가 미임계 조건에 있는 동안 그리고 플랜트가 임계에 도달하기 전에 다양한 코어 비정상을 검출하기 위해서, 상응 예측에 대한 미가공 중성자 검출기 측정의 회귀 통계, 및 정량적 측정-대-예측 기준을 이용한다. 이러한 접근방식의 이점은 측정 안정성을 높일 수 있다는 것인데, 이는, 비정상 코어 조건이 고온 대기 테스팅(hot standby testing) 중에 검출될 수 있고 최종적으로 임계에 접근하는 동안 예측될 수 있기 때문이다.
또한, 개시된 개념은, 측정된 중성자 플럭스 데이터를 예측에 대해서 조정하는데 필요한 균일한 분석적 반응도 조정(체계적인 전반적인 반응도 편향)을 결정하는 것에 의해서, 예측된 코어와 실제 코어 사이의 반응도 편향을 결정하는 방법을 이용한다. 이는, 반응도 차이가 임계 반응로 조건에서 측정된 반응도를 기초로 결정되는 이전의 원자력 반응로 물리학 테스트 방법론과 상이하다. 이러한 접근방식의 이점은, 반응도 관리 지침 및/또는 사고 방지를 제공하기 위한 수단으로서, 미임계 상태에서의 비정상적인 반응도 표시/거동을 식별하기 위한 방식을 제공한다. 또한, 이러한 방법은 플랜트 안전 분석에서 이용되는 예측 모델에서 반응도 편향 오프셋을 제공한다.
이러한 방법의 적용예는, 기존 코어 설계 코드에 의해서 제공되고 미임계 중성자 플럭스 분포를 고려한, 중성자 검출기 측정 및 상응하는 코어 조건 예측을 필요로 한다. 이러한 방법의 기본적인 용도는 코어의 미임계 상태를 모니터링하고 반영하는 것이다. 연관된 적용예는 음의 반응도 조건 또는 차단 마진(shutdown margin)의 모니터링, 및 플랜트 시동 전의 추정 임계 조건의 예상을 포함한다. 그러한 방법은 미임계 물리학 테스팅에 상당하고, 이는 구축된 그대로의 코어가 재연료 공급 후에 설계에 따라 동작되는지를 확인하기 위해서 일련의 측정-대-예측 비교를 최종적으로 실행하도록 모니터링 및 예상 기능을 통합하고; 이전에 반응로가 임계로 진행한 후에 저 원자력 테스팅 중에만 달성될 수 있었던 결과.
미임계 반응로 코어의 안전 및 효과적인 동작을 위해서 필요한 정보의 핵심 단편이 코어의 음의 반응도이고; 다시 말해서 코어가 미임계 양이 또한 차단 마진으로 알려져 있다. 본원에서 설명된 방법론의 개발에 앞서서, 이러한 정보는 단지 추정되었고, 직접적으로 측정되지 않았다.
이러한 방법의 기본적인 용도는, 중성자 검출기 신호 측정 및 진보된 미임계 코어 예측의 이용을 통해서, 관심 대상인 임의의 정적 구성을 위한 미임계 코어의 음의 반응도, 즉, 제어봉 위치 및 일차 시스템 조건의 정상-상태 조합을 반영하고 모니터링하는 것이다. 플랜트 시동 중의 일련의 미임계 측정-대-예측 비교는 이러한 방법론의 통합된 적용을 위한 기본을 형성하고, 다시 말해서, 측정-대-예측 비교는, 각각 상태 지점으로 지칭되는, 많은 수의 정상-상태 미임계 조건에서 실시된다.
이러한 방법은 (통상적인 저 원자력 물리학 테스팅을 위한 동적 및 임계 조건에 대비되는) 정적인 그리고 미임계 조건에서 실시된다. 이러한 방법은, 저 원자력 물리학 테스팅 중에 실시되는 단계의 단순한 확장이 아니라는 점에서 혁신적이다. 그러나, 이러한 방법은 저 원자력 물리학 테스팅과 동일한 목적을 달성하고; 재연료 공급 후에 그리고 정상 동작으로 복귀하기 전에, 테스팅을 실시하여, 코어가 설계된 대로 동작할 수 있는지를 확인하는 수단으로서, 코어의 동작 특성이 설계 예측과 일치되는지의 여부를 결정한다.
저 원자력 물리학 테스팅과 동일한 목적을 달성하면서, 이러한 방법을 실시하는 것은, 저 원자력 물리학 테스팅보다, 본질적으로 안전하고, 인간의 수행 및 테스트 성능과 관련한 이점을 제공한다. 정적인 그리고 미임계 조건에서 측정을 실시하는 것은 본질적으로 플랜트 안전성 및 반응도 관리를 향상시킨다. 이러한 방법은, 가끔 실시되는 테스트 및 변화 그리고 플랜트 동작에 대한 특별한 테스트 예외를 필요로 하는 것과 대조적으로, 일반적인 플랜트 시동 활동에 무리 없이 통합되고, 이는 테스트 신뢰도 및 인간 수행을 개선한다. 그에 따라, 이러한 방법-기반의 코어 설계 확인은 본질적으로 모든 플랜트 유형을 위한 광범위한 이점을 제공한다.
본원에서 설명된 바와 같은 방법이 컴퓨터 시스템의 프로세서 또는 프로세싱 장치에 의해서 또는 기능을 실행하기 위한 다른 수단에 의해서 실행될 수 있다는 것이 이해될 수 있을 것이다. 따라서, 프로세서는, 직접적으로 내부에 프로그래밍된 또는 그러한 방법 또는 방법의 요소를 실행하기 위해서 접근되는 기계 판독 가능 매체 상에 프로그래밍된 필요한 명령어를 이용하여, 방법 또는 방법의 요소를 실행하기 위한 수단을 형성한다. 또한, 장치 실시예와 관련하여 본원에서 설명된 요소는 본 발명의 실행을 위해서 요소에 의해서 실시되는 기능을 실행하기 위한 수단의 예이다.
개시된 개념의 특정 실시예를 구체적으로 설명하였지만, 당업자는, 개시 내용의 전체 교시 내용의 검토로부터, 그러한 구체적인 내용에 대한 다양한 변경 및 대안이 이루어질 수 있다는 것을 이해할 것이다. 따라서, 개시된 특별한 실시예가 단지 예시적인 것임을 의미하고, 첨부된 청구항 그리고 그 임의의 균등물 및 모든 균등물의 전체 범위로 주어지는 개시된 개념의 범위와 관련하여 비제한적인 것임을 의미한다.

Claims (9)

  1. Keff가 1 미만인 핵 반응로 코어에 대한 전반적인 코어 반응도 편향을 결정하는 방법이며:
    반응로 코어의 하나 이상의 상태에 대해서 미임계 중성자 플럭스를 측정하는 단계;
    반응로 코어의 하나 이상의 상태에 대해서 공간적으로-보정된 미임계 중성자 플럭스의 예측을 계산하는 단계;
    측정된 미임계 중성자 플럭스와 그리고 예측된 공간적으로-보정된 미임계 중성자 플럭스 사이의 차이를 결정하는 단계; 및
    상기 차이를 전반적인 코어 반응도 편향으로서 기록하는 단계를 포함하는, 방법.
  2. 제1항에 있어서,
    측정 단계는 소스 범위 검출기의 출력을 이용하여 실행되는, 방법.
  3. 제1항에 있어서,
    공간적으로-보정된 미임계 중성자 플럭스의 예측의 상응하는 계산에 대한 미임계 중성자 플럭스의 측정의 회귀 통계를 이용하는 단계; 및
    반응로 코어가 미임계 조건에 있는 동안 그리고 반응로 코어가 임계에 도달하기 전에, 정량적 측정-대-예측 기준을 회귀 통계에 적용하여 다양한 코어 비정상을 검출하는 단계를 더 포함하는, 방법.
  4. 제1항에 있어서,
    측정된 중성자 플럭스 데이터를 예측된 공간적으로-보정된 예측에 대해서 조정하는데 필요한, 체계적인 전반적인 반응도 편향인, 균일한 분석적 반응도 조정을 결정하는 것에 의해서, 예측된 코어와 실제 코어 사이의 반응도 편향을 결정하는 단계를 더 포함하는, 방법.
  5. 제1항에 있어서,
    측정 단계, 계산 단계 및 결정 단계는 복수의 정상-상태 미임계 조건 하에서 실시되는, 방법.
  6. 제5항에 있어서,
    복수의 정상-상태 미임계 조건은 복수의 상태 지점을 포함하는, 방법.
  7. 제5항에 있어서,
    복수의 정상-상태 미임계 조건은, 다른 반응로 조건들을 정상-상태로 유지하면서, 제어봉을 재배치하는 단계에 의해서 얻어지는, 방법.
  8. 제1항의 방법을 실행하도록 프로그래밍된 프로세싱 장치.
  9. 제1항의 방법을 실행하기 위한 명령어를 포함하는 기계 판독 가능 매체.
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11393599B2 (en) 2017-12-12 2022-07-19 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical core reactivity bias projection technique
CN110767060B (zh) * 2019-08-15 2024-10-25 西安交通大学 核反应堆棒控系统实验装置及其实验方法
CN111400869B (zh) * 2020-02-25 2022-07-26 华南理工大学 一种堆芯中子通量时空演变预测方法、装置、介质及设备
CZ308993B6 (cs) * 2020-05-07 2021-11-10 Witkowitz Atomica A.S. Energetický zdroj využívající k výrobě tepla nízko-obohacené jaderné palivo
CN112908501B (zh) * 2021-01-12 2023-03-21 中国原子能科学研究院 一种核临界装置测量装置和方法
CN113192659B (zh) * 2021-03-19 2023-01-24 中国核动力研究设计院 基于原测中子信号平均采样的核反应堆反应性测量方法
CN113434803B (zh) * 2021-06-04 2024-03-22 中国原子能科学研究院 热动转换系统的热功率计算方法、装置、介质及设备
CN113724904A (zh) * 2021-08-31 2021-11-30 西安中核核仪器有限公司 一种压水堆堆芯功率测量方法
JP7685963B2 (ja) * 2022-03-16 2025-05-30 三菱重工業株式会社 臨界近接監視装置、臨界近接監視方法及びプログラム
CN115331852B (zh) * 2022-08-29 2023-05-23 中国核动力研究设计院 一种次临界反应堆控制棒反应性价值测量方法
US20240096512A1 (en) * 2022-09-09 2024-03-21 Westinghouse Electric Company Llc Method for performing star/arwv reconciliation
KR20250162123A (ko) * 2024-05-10 2025-11-18 한국원자력연구원 원자로 제어 장치 및 그 방법

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2004170427A (ja) * 2002-11-21 2004-06-17 Westinghouse Electric Co Llc 未臨界反応測定方法
JP2008157669A (ja) * 2006-12-21 2008-07-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 未臨界度測定方法及び未臨界度測定用プログラム、並びに未臨界度測定装置
KR20120031482A (ko) * 2009-07-01 2012-04-03 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 노심내 기구 노심 성능 검증 방법

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4781881A (en) * 1987-01-05 1988-11-01 Bernard Jr John A Apparatus and method for closed-loop control of reactor power in minimum time
JP4299927B2 (ja) * 1998-08-31 2009-07-22 株式会社東芝 中性子束計測装置
US6181759B1 (en) * 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
JP5025451B2 (ja) 2007-12-21 2012-09-12 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 炉心監視装置
US7894565B2 (en) 2008-12-11 2011-02-22 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
US20110268239A1 (en) * 2010-04-30 2011-11-03 David Jerome Krieg Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor
JP5762840B2 (ja) * 2011-06-17 2015-08-12 株式会社東芝 未臨界度測定方法および装置
KR101390069B1 (ko) * 2012-08-28 2014-04-29 한국수력원자력 주식회사 중성자 선원항을 고려한 원자로 미임계 노심상태 모사 방법
JP6132521B2 (ja) 2012-11-27 2017-05-24 三菱重工業株式会社 未臨界度測定方法及び装置
JP6522926B2 (ja) * 2014-11-11 2019-05-29 株式会社東芝 中性子測定装置および中性子測定方法
US11393599B2 (en) 2017-12-12 2022-07-19 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical core reactivity bias projection technique

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2004170427A (ja) * 2002-11-21 2004-06-17 Westinghouse Electric Co Llc 未臨界反応測定方法
JP2008157669A (ja) * 2006-12-21 2008-07-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 未臨界度測定方法及び未臨界度測定用プログラム、並びに未臨界度測定装置
KR20120031482A (ko) * 2009-07-01 2012-04-03 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 노심내 기구 노심 성능 검증 방법

Also Published As

Publication number Publication date
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