WO2019083126A1 - 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치 - Google Patents

원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치

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WO2019083126A1
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nuclear power
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배병환
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Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Definitions

  • the present invention relates to a verification method of a nuclear power plant measurement control system and a verification apparatus therefor.
  • both the machine model and the control model of the plant are implemented by software and simulated by a combination of computers.
  • the machine model and the control model of the plant are implemented by software, but only the plant control logic is operated by the controller for the simulator.
  • a verification method of a measurement control system used in a nuclear power plant comprising: connecting a verification target measurement control system and a simulator simulating a nuclear power plant; Loading control logic for the first system to the verification target measurement control system; The first system is operated in the verification target measurement control system and the second system is operated in the simulator to verify the verification target measurement control system.
  • the verification target measurement control system and the simulator are connected by an I / O interface and can exchange information with each other.
  • the verification target measurement control system includes a digital control facility, and the verification can perform at least one of a redundancy performance test of the digital control facility, a unit test of a nuclear power plant control system, and an integration test.
  • the verifying step may include generating an abnormal signal in the simulator.
  • the verification step may be performed after reaching a steady state after the transient state.
  • a verification apparatus for a measurement control system used in a nuclear power plant comprising: a simulator server including a simulator for simulating a nuclear power plant; An I / O interface for connecting the simulator server and the verification target measurement control system; And a computation processing unit connected to the verification target measurement control system and verifying the verification target measurement control system.
  • the computation processing unit may load the first system control logic into the verification target measurement control system, and the second system may be operated through the simulator.
  • the computation processing unit can verify the verification target measurement control system while changing the target system of the control logic loaded in the verification target measurement control system.
  • the verification target measurement control system and the simulator are connected by the I / O interface and can exchange information with each other.
  • the simulator server may further include a linking program unit for linking a data signal between the verification target measurement control system and the simulator.
  • a verification method of a nuclear power plant metrology control system with high reliability and a verification apparatus therefor are provided.
  • a specific measurement control system that requires simulation among the nuclear power plant control model is implemented, modified, changed, deleted, etc. in a measurement control system constituted of a digital control equipment platform (hardware + system software) and application software It is available for more realistic training and training for system operators and maintainers.
  • the function and performance of the digital control facility of the nuclear power plant and the control logic of the nuclear power plant measurement control system can be verified and verified prior to construction and operation, resulting in high efficiency and low production costs.
  • the present invention is very similar to the conventional simulator because the digital control equipment configuration and the control signal processing method of the nuclear power plant are the same. Therefore, the reliability and accuracy of the nuclear power plant measurement control system is improved more than the existing simulator.
  • FIG. 1 is a configuration diagram of a verification apparatus of a nuclear power plant measurement control system according to an embodiment of the present invention
  • FIG. 2 is a flowchart illustrating a verification method of a nuclear power plant measurement control system according to an embodiment of the present invention.
  • the present invention relates to an apparatus for verifying a measurement control system installed in an actual nuclear power plant in cooperation with a nuclear power plant simulator.
  • the nuclear power plant machine model is performed in the simulator, and the control model is executed in the digital control facility installed in the nuclear power plant.
  • the configuration for connection to the field signal transmitter also transmits control signals using control cables to improve the reliability and accuracy of the nuclear power plant measurement and control system.
  • the present invention can directly implement application software (control logic) to be applied to a nuclear power plant and test for confirming system characteristics by applying various power plant scenarios, it is possible to prevent trial and error in design change and maintenance, It is possible to prevent the power plant from being stopped beforehand, and the economic effect is significant.
  • a digital control equipment platform (hardware, system software) and application software (control logic) to implement a nuclear power plant measurement control system are installed in a nuclear power plant through various tests by applying normal and abnormal scenarios in the same environment. Allow system design and logic verification before.
  • the same measurement control system as the nuclear power plant can be connected to the simulator to verify the performance of the digital control facility (controller redundancy performance test, etc.).
  • FIG. 1 is a configuration diagram of a nuclear power plant measurement control system verifying apparatus according to an embodiment of the present invention.
  • the verification apparatus 1 includes a simulator server 10, an I / O interface 20, and a computation processing unit 30.
  • the simulator server 10 is a software implementation of a machine model of a nuclear power plant and includes a simulator 11 and an interfacing program unit 12.
  • the simulator 11 implements and implements a machine model of a nuclear power plant by software, and the linkage program unit 12 links data signals between the verification target measurement control system and the simulator 11.
  • the I / O interface 20 converts an electrical signal generated by the measurement control system I / O module into a data signal, converts the data signal generated by the simulator server 10 into an electrical signal, to be.
  • the verification target measurement control system is connected to the simulator server 10 via the I / O interface 20, and is connected to the computation processing unit 30 via Ethernet.
  • the instrumentation control system consists of digital control equipment and control logic application software consisting of redundant controllers and I / O modules that perform nuclear power plant control logic.
  • the computerized processing unit 30 comprises an operating workstation 31 and an engineering workstation 32 for the operators and maintenance personnel of the nuclear power plant measurement and control system.
  • the engineering workstation 32 is an engineering computer for the construction and maintenance of a measurement control system such as a control logic operation of a digital control facility, upload / download, creation and implementation of a control screen, and input of I / O information.
  • the operating workstation 31 is an operating computer for monitoring, controlling and operating a nuclear power plant through a measurement control system.
  • the components described above are connected by a control cable or a connection cable.
  • FIG. 2 is a flowchart illustrating a verification method of a nuclear power plant measurement control system according to an embodiment of the present invention.
  • the verification target measurement control system and the simulator 11 are connected (S100).
  • the measurement control system and the simulator 11 are connected through the I / O interface 20, and the measurement control system is also connected to the computation processing unit 30.
  • control logic of the first system is loaded into the measurement control system (S200), and verification is performed after stabilization (S300). This process is described in detail as follows.
  • the control system required to operate the NSSS control system of the nuclear power plant is composed of the system 1 (reactor output control system), the system 2 (water supply control system), the system 3 (the pressurizer control system), ..., .
  • the system 2 and the system 3, that is, a system other than the system 2 and the system 3, that is, the second system operate in the simulator 11 and the system 2 and the system 3 are connected to the measurement control system Lt; / RTI >
  • the simulation information processed in the simulator 11 and the control information processed in the DCS are used as a process value by the Read / Write in the partner system by the I / O interface 20 and the linkage program unit 12.
  • the water supply control system and the pressurizer control system are performed in the verification target measurement control system and all the remaining control systems are executed in the simulator 11, the water supply control system and the presser control system logic program Is loaded by the engineering workstation 32 and in the simulator 11 all control system logic except the water supply control system and the presser control system logic must be ready to be performed.
  • the simulator 11 operates the power plant environment in a steady state 100% output mode.
  • the simulator (11) selects a power plant scenario (operation at 70% output at 100% output) suitable for water supply control system and pressurizer control system test loaded in the verification target measurement control system.
  • a fault factor for stopping one main feed pump is injected (that is, an abnormal signal is generated), and it is confirmed whether the operation progresses according to the system characteristics.
  • This verification can be accomplished by observing the main variables that can identify the system characteristics (reactor output, reactor coolant average temperature, steam generator water level, main feedwater pump header flow rate, pressurizer water level, pressurizer pressure, main feed pump speed, Ensure that the property is maintained.
  • One stoppage of the main feed pump generates a stop signal in the simulator model which receives the main feed pump stop state in the main feedwater control system logic program in the instrumentation control system and feeds the remaining main feed water
  • Two pumps are speeded up by the speed control algorithm, and instead of the stopped main feed pump, the two main feed pumps increase the flow rate to supply a constant flow rate to the steam generator.
  • the main water supply control system and the pressurizer control system condition monitoring can be monitored for trend and state change through the operation workstation 31.
  • the simulator 11 according to the control signals generated in the measurement control system It is possible to easily monitor the change in the state of the generated power plant.
  • the normal operation can not be performed immediately, and the normal operation is performed after a transient state for a predetermined time. Therefore, in order to judge from transient state to steady state, important parameters of the test system (for example, three main speed pump set speed requirement, downcomer valve position demand, economizer valve position demand, etc.) For example, if the error is within 5% of the parameter value, it is defined as a normal state. If this error occurs, the tester informs the tester through the alarm tile that the system is ready for system testing.
  • important parameters of the test system for example, three main speed pump set speed requirement, downcomer valve position demand, economizer valve position demand, etc.
  • the transient state mentioned here refers to the period of time until the result of the control system performed by the simulator and the result of the same control system performed by the measurement control system are calculated to be the same.
  • a machine model of a nuclear power plant is constructed by a software simulator, and a control model is implemented in the same measurement control system as a nuclear power plant. Therefore, the control logic of the nuclear power plant is implemented in the controller which is the actual digital control facility, and the control signal between the controller and the field signal transmitter is transmitted and received by using the same control cable as the nuclear power plant, The system can be more accurately and reliably verified.
  • the system is composed of the same real controller, I / O module, operating workstation, and engineering workstation as the nuclear power plant, and it is an optimal system for the training of the operator and the maintenance person of the nuclear power plant measurement control system.

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Abstract

본 발명은 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치에 관한 것이다. 본 발명에 따른 원자력 발전소에 사용되는 계측제어시스템의 검증방법은, 검증 대상 계측제어시스템과 원자력 발전소를 모사한 시뮬레이터를 연결하는 단계; 상기 검증 대상 계측제어시스템에 제1계통에 대한 제어 로직을 로딩하는 단계; 상기 제1계통은 상기 검증 대상 계측제어시스템에서 작동하고 제2계통은 상기 시뮬레이터에서 작동하면서 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 단계를 포함한다.

Description

원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치
본 발명은 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치에 관한 것이다.
기존 원자력발전소의 시뮬레이터는 크게 두 가지로 분류된다.
첫째 플랜트의 기계모델 및 제어모델 모두를 소프트웨어적으로 구현하여 컴퓨터의 조합으로 시뮬레이션한 것과, 둘째 플랜트의 기계모델과 제어모델을 소프트웨어적으로 구현하되 플랜트 제어로직만을 시뮬레이터용 콘트롤러에서 작동하도록 구성한 것이다.
이 두 가지 모두 통신케이블에 의한 신호처리로 현장과 동일하게 제어신호를 시뮬레이션할 수 없고, 실제 원자력발전소 계측제어시스템의 구성방식과 유사하지 않다. 따라서 디지털제어설비의 신뢰성을 시험할 수 없고, 디지털 제어설비가 정확하게 작동하는지를 시험할 수 없는 단점들이 많았다.
따라서 본 발명의 목적은 신뢰도가 높은 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치 제공하는 것이다.
상기 본 발명의 목적은 원자력 발전소에 사용되는 계측제어시스템의 검증방법에 있어서, 검증 대상 계측제어시스템과 원자력 발전소를 모사한 시뮬레이터를 연결하는 단계; 상기 검증 대상 계측제어시스템에 제1계통에 대한 제어 로직을 로딩하는 단계; 상기 제1계통은 상기 검증 대상 계측제어시스템에서 작동하고 제2계통은 상기 시뮬레이터에서 작동하면서 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 단계를 포함하는 것에 의해 달성된다.
상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터는 I/O인터페이스에 의해 연결되어 서로 정보를 교환할 수 있다.
상기 검증 대상 계측제어시스템은 디지털 제어설비를 포함하며, 상기 검증에서는 상기 디지털 제어설비의 이중화 성능시험, 원자력발전소 제어계통 단위시험 및 통합시험 중 적어도 어느 하나를 수행할 수 있다.
상기 제1계통을 변경하여 상기 검증대상 계측제어시스템을 추가 검증하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 검증 단계는, 상기 시뮬레이터에서 이상 신호를 발생시키는 단계를 포함할 수 있다.
상기 검증 단계는, 상기 과도상태를 지나 정상상태에 도달한 후 수행될 수 있다.
상기 본 발명의 목적은 원자력 발전소에 사용되는 계측제어시스템의 검증장치에 있어서, 원자력 발전소를 모사하는 시뮬레이터를 포함하는 시뮬레이터 서버; 상기 시뮬레이터 서버와 검증 대상 계측제어시스템을 연결하는 I/O인터페이스; 상기 검증 대상 계측제어시스템에 연결되며 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 전산처리부를 포함하는 것에 의해 달성된다.
상기 전산처리부는, 상기 검증 대상 계측제어시스템에 제1계통의 제어 로직을 로딩하고, 제2계통은 상기 시뮬레이터를 통해 작동될 수 있다.
상기 전산처리부는, 상기 검증 대상 계측제어시스템에 로딩하는 제어 로직의 대상 계통을 변경하면서 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증할 수 있다.
상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터는 상기 I/O인터페이스에 의해 연결되어 서로 정보를 교환할 수 있다.
상기 시뮬레이터 서버는, 상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터 간의 데이터 신호를 연계하기 위한 연계프로그램부를 더 포함할 수 있다.
본 발명에 따르면 신뢰도가 높은 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법과 이를 위한 검증장치가 제공된다.
본 발명은, 원자력발전소 제어모델 중에서 시뮬레이션이 필요한 특정 계측제어시스템만을 디지털 제어설비 플랫폼(하드웨어+시스템 소프트웨어)과 응용소프트웨어(제어로직)적으로 구성된 계측제어시스템에 구현, 수정, 변경, 삭제 등이 가능하여 시스템 운영자 및 유지보수자를 위한 더 사실적인 교육·훈련용으로 활용 가능하다. 또한, 원자력발전소 디지털제어설비의 기능과 성능 그리고, 원자력발전소 계측제어시스템의 제어로직을 건설 및 운영 전에 확인 및 검증할 수 있어 효율성이 높고 제작비가 절감된다.
특히, 본 발명은 기존 시뮬레이터에 비하여 원자력발전소 디지털제어설비 구성 및 제어신호 처리방식이 동일하여 실제성이 매우 높다. 그러므로 기존 시뮬레이터보다 원자력발전소 계측제어시스템의 신뢰성과 정확성이 더 향상된다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증장치의 구성도이고,
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법을 나타낸 순서도이다.
본 발명은 원자력발전소 시뮬레이터와 연계하여 실제 원자력발전소에 설치될 계측제어시스템을 검증하는 장치에 관한 것이다. 원자력발전소 기계모델은 시뮬레이터에서 수행되고, 제어모델은 원자력발전소에 설치되는 디지털제어설비에서 수행된다. 현장 신호전송기와의 연결을 위한 구성도 제어케이블을 이용하여 제어신호를 송수신하여 원자력발전소 계측제어시스템의 신뢰성과 정확성을 향상시킨다.
본 발명은 원전에 적용될 응용소프트웨어(제어로직)를 직접 구현하고, 다양한 발전소 시나리오를 적용하여 계통 특성 확인을 위한 시험이 가능함에 따라 향후 설계 변경 및 유지보수 시 시행착오를 예방하게 하고 발전소 과도상태에 의한 발전소 정지를 미연에 방지할 수 있어 경제적 효과가 상당하다.
즉, 원자력발전소 계측제어시스템을 구현하기 위한 디지털제어설비 플랫폼(하드웨어, 시스템 소프트웨어)과 응용 소프트웨어(제어로직)를 실제 현장과 동일한 환경에서 정상 및 비정상시나리오를 적용하여 다양한 시험 수행을 통해 원자력발전소 설치 전에 계통설계 및 논리 검증을 가능하게 한다. 또한, 원자력발전소와 동일한 계측제어시스템을 시뮬레이터에 연계하여 디지털 제어설비의 성능(컨트롤러 이중화성능시험 등)을 검증 할 수 있다.
이하 도면을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다.
첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한, 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 차이가 있을 수 있다.
도 1을 참조하여 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증장치를 설명한다. 도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 계측제어시스템 검증장치의 구성도이다.
검증장치(1)는 시뮬레이터 서버(10), I/O인터페이스(20) 및 전산처리부(30)를 포함한다.
시뮬레이터 서버(10)는 원자력발전소의 기계모델을 소프트웨어적으로 구현한 것으로, 시뮬레이터(11)와 연계 프로그램부(12)를 포함한다. 시뮬레이터(11)는 원자력발전소의 기계모델을 소프트웨어적으로 구현하여 수행하며, 연계 프로그램부(12)는 검증대상 계측제어시스템과 시뮬레이터(11) 사이의 데이터 신호를 연계한다.
I/O 인터페이스(20)는 계측제어시스템 I/O모듈에서 생성된 전기적 신호를 데이터신호로 변환하고, 시뮬레이터 서버(10)에서 생성된 데이터 신호를 전기적인 신호로 변환하기 위한 신호변환 및 역변환 장치이다.
검증 대상 계측제어시스템은 I/O인터페이스(20)를 통해 시뮬레이터 서버(10)와 연결되며, 이더넷을 통해 전산처리부(30)와 연결된다. 계측제어시스템은 원자력발전소 제어로직을 수행하는 이중화된 콘트롤러와 I/O 모듈로 구성된 디지털제어설비와 제어로직 응용소프트웨어들로 구성된다.
전산처리부(30)는 원자력발전소 계측제어시스템의 운영자 및 유지보수자를 위한 운영용 워크스테이션(31)과 엔지니어링 워크스테이션(32)으로 구성된다. 엔지니어링 워크스테이션(32)은 디지털제어설비의 제어로직 작업 및 업로드/다운로드, 제어화면 제작 및 구현, I/O 정보 입력 등 계측제어시스템 구축 및 유지보수를 위한 엔지니어링 컴퓨터이다. 운영용 워크스테이션(31)은 계측제어시스템을 통하여 원자력발전소를 감시, 제어하고 운영하기 위한 운영용 컴퓨터이다.
이상 설명한 각 구성요소는 제어케이블 내지 연계케이블로 연결되어 있다.
이하 도 2를 참조하여 본 발명에 따른 검증방법을 설명한다.
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 계측제어시스템의 검증방법을 나타낸 순서도이다.
먼저, 검증대상 계측제어시스템과 시뮬레이터(11)를 연결한다(S100). 이 단계에서 계측제어시스템과 시뮬레이터(11)는 I/O인터페이스(20)를 통해 연결되며, 계측제어시스템은 전산처리부(30)와도 연결된다.
이후 계측제어시스템에 제1계통의 제어로직을 로딩(S200)하고 안정화 후 검증을 수행한다(S300). 이 과정을 자세히 설명하면 아래와 같다.
원자력 발전소의 NSSS제어계통을 운영하는데 필요한 제어시스템이 시스템 1(원자로출력제어계통), 시스템 2(급수제어계통), 시스템 3(가압기제어계통), ... , 시스템 n으로 구성되어 있다고 가정한다. 이들 중에서 시스템 2와 시스템 3, 즉 특정한 제1계통을 시험한다고 가정했을 때 시스템 2와 시스템 3을 제외한 나머지 시스템, 즉 제2계통들은 시뮬레이터(11)에서 동작하고 시스템 2와 시스템 3은 계측제어시스템에서 동작한다. 이때 시뮬레이터 (11)에서 처리된 모의정보와 DCS에서 처리된 제어정보는 I/O인터페이스(20)와 연계프로그램부(12)에 의해 상대측 시스템에서 Read/Write하여 프로세스 값으로 활용된다.
예를 들면, 급수제어계통과 가압기제어계통을 검증대상 계측제어시스템에서 수행하게 하고, 나머지 모든 제어계통은 시뮬레이터(11)에서 수행할 경우, 계측제어시스템에는 급수제어계통과 가압기제어계통 논리 프로그램이 엔지니어링 워크스테이션(32)에 의해 로딩되어 있고, 시뮬레이터(11)에서는 급수제어계통과 가압기제어계통 논리를 제외한 모든 제어계통 논리가 수행될 준비가 되어 있어야 한다.
이러한 계통 선택은 연계프로그램에 있는 선택기능을 통해 수행한다. 시뮬레이터(11)에서 발전소 환경을 정상상태 100% 출력 모드로 운전한다. 검증대상 계측제어시스템에 로딩된 급수제어계통과 가압기제어계통 시험에 적합한 발전소 시나리오(출력 100%에서 출력 70%로 운전)를 시뮬레이터(11)에서 선택한다.
시나리오에 따라 발전소 환경이 형성되면, 주급수 펌프 1대를 정지시키는 고장 요인을 주입(즉, 이상 신호를 발생)하여 계통 특성에 따라 운전이 잘 진행되는지를 확인한다. 이러한 확인은 계통특성을 확인할 수 있는 주요 변수(원자로 출력, 원자로 냉각재 평균온도, 증기발생기 수위, 주급수 펌프 헤더유량, 가압기 수위, 가압기 압력, 주급수 펌프 속도 등)를 관찰하여 계통설계에서 요구하는 특성이 유지되는지 확인한다.
주급수 펌프 1대 정지 발생은 시뮬레이터 모델에서 정지신호를 발생시키며, 이러한 정지신호는 계측제어시스템에 있는 주급수제어계통 논리 프로그램에서 주급수 펌프 정지상태를 수신하고, 수신된 정보에 따라 나머지 주급수 펌프 2대는 속도제어 알고리즘을 통해 속도가 상승하게 되고, 정지된 주급수 펌프를 대신하여 2대의 주급수 펌프는 유량을 증가시켜 일정한 유량을 증기발생기로 공급할 수 있게 한다.
주급수제어계통 및 가압기제어계통 상태 감시(제어 논리 발생 값)는 운영용 워크스테이션(31)을 통해 Trend와 상태 변화를 확인할 수 있으며, 시뮬레이터(11)에서는 계측제어시스템에서 만들어진 제어신호들에 따라 발생되는 발전소 상태변화를 쉽게 감시할 수 있다.
시뮬레이터(11)와 계측제어시스템을 I/O 인터페이스(20)를 통해 연결하면 바로 정상운전을 할 수는 없으며, 일정시간 동안 과도상태를 거친 후 정상운전에 이르게 된다. 따라서 과도상태에서 정상상태로의 판단을 위해 해당 시험계통의 중요 파라메타(예를들어, 주급수 펌프 3대 속도 설정치 요구량, 다운컴머 밸브 위치 요구량, 이코노마이져 밸브 위치 요구량 등)들을 서로 비교하여 그 오차가 예를 들어, 파라메타 값의 5% 이내에 들면 정상상태로 정의하며, 이러한 정상상태가 되면 시험자에게 계통시험 수행 준비가 되었음을 연계프로그램의 MMI 화면에서 경보타일을 통해 알려준다.
여기서 말하는 과도상태란 시뮬레이터에서 수행되는 제어계통의 결과값과 계측제어시스템에서 수행되는 동일한 제어계통의 결과값이 동일하게 계산될 때까지 걸리는 기간을 말한다.
검증 이후 제1계통을 변경하여 다시 검증을 수행한다(S400).
본 발명은 원자력발전소의 기계모델은 소프트웨어적으로 구현한 시뮬레이터로 구성하고, 제어모델은 원자력발전소와 동일한 계측제어시스템에서 구현하였다. 따라서 원자력발전소 제어로직은 실제 디지털 제어설비인 콘트롤러에서 수행되고, 콘트롤러와 현장 신호전송기 사이의 제어신호를 원자력발전소와 동일한 제어케이블을 이용하여 송수신하며, 현장과 동일한 환경으로 구성하여, 원자력발전소 계측제어시스템을 보다 더 정확하고, 신뢰성 있게 검증 할 수 있다.
또한, 시뮬레이션을 수행할 원자력발전소 계측제어시스템만을 선택하여 실제 원자력발전소와 동일한 시험환경을 유지하면서도, 1대의 디지털 제어설비를 이용하여 필요에 따라 다양한 원자력발전소 계측제어시스템을 검증할 수 있으므로 제작비 절감과 효율성이 향상된다. 뿐만 아니라, 원자력발전소와 동일한 실제 컨트롤러, I/O모듈, 운영용 워크스테이션, 엔지니어링 워크스테이션으로 구성하여 원자력발전소 계측제어시스템 운영자와 유지보수자의 훈련용으로 최적의 시스템이라 할 수 있다.
전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.

Claims (11)

  1. 원자력 발전소에 사용되는 계측제어시스템의 검증방법에 있어서,
    검증 대상 계측제어시스템과 원자력 발전소를 모사한 시뮬레이터를 연결하는 단계;
    상기 검증 대상 계측제어시스템에 제1계통에 대한 제어 로직을 로딩하는 단계;
    상기 제1계통은 상기 검증 대상 계측제어시스템에서 작동하고 제2계통은 상기 시뮬레이터에서 작동하면서 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 단계를 포함하는 계측제어시스템의 검증방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터는 I/O인터페이스에 의해 연결되어 서로 정보를 교환하는 것을 특징으로 하는 계측제어시스템의 검증방법.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 검증 대상 계측제어시스템은 디지털 제어설비를 포함하며,
    상기 검증에서는 상기 디지털 제어설비의 이중화 성능시험, 원자력발전소 제어계통 단위시험 및 통합시험 중 적어도 어느 하나를 수행하는 것을 특징으로 하는 계측제어시스템.
  4. 제2항에서,
    상기 제1계통을 변경하여 상기 검증대상 계측제어시스템을 추가 검증하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 계측제어시스템의 검증방법.
  5. 제2항에서,
    상기 검증 단계는,
    상기 시뮬레이터에서 이상 신호를 발생시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 계측제어시스템의 검증방법.
  6. 제2항에서,
    상기 검증 단계는,
    상기 과도상태를 지나 정상상태에 도달한 후 수행되는 것을 특징으로 하는 계측제어시스템의 검증방법.
  7. 원자력 발전소에 사용되는 계측제어시스템의 검증장치에 있어서,
    원자력 발전소를 모사하는 시뮬레이터를 포함하는 시뮬레이터 서버;
    상기 시뮬레이터 서버와 검증 대상 계측제어시스템을 연결하는 I/O인터페이스;
    상기 검증 대상 계측제어시스템에 연결되며 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 전산처리부를 포함하는 검증장치.
  8. 제7항에서,
    상기 전산처리부는,
    상기 검증 대상 계측제어시스템에 제1계통의 제어 로직을 로딩하고,
    제2계통은 상기 시뮬레이터를 통해 작동되는 것을 특징으로 하는 검증장치.
  9. 제8항에서,
    상기 전산처리부는,
    상기 검증 대상 계측제어시스템에 로딩하는 제어 로직의 대상 계통을 변경하면서 상기 검증 대상 계측제어시스템을 검증하는 것을 특징으로 하는 검증장치.
  10. 제8항에 있어서,
    상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터는 상기 I/O인터페이스에 의해 연결되어 서로 정보를 교환하는 것을 특징으로 하는 검증장치.
  11. 제8항에 있어서,
    상기 시뮬레이터 서버는,
    상기 검증 대상 계측제어시스템과 상기 시뮬레이터 간의 데이터 신호를 연계하기 위한 연계프로그램부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 검증장치.
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