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KR820002371B1 - 원자로 안전장치 - Google Patents

원자로 안전장치 Download PDF

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KR820002371B1
KR820002371B1 KR7903566A KR790003566A KR820002371B1 KR 820002371 B1 KR820002371 B1 KR 820002371B1 KR 7903566 A KR7903566 A KR 7903566A KR 790003566 A KR790003566 A KR 790003566A KR 820002371 B1 KR820002371 B1 KR 820002371B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
reactor
signal
function
digital
parameters
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
KR7903566A
Other languages
English (en)
Inventor
마틴 벌 룻셀
씨. 로버츠 로버트
Original Assignee
죠지 지. 지프
더 뱁콕 앤드 윌콕스 캄패니
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 죠지 지. 지프, 더 뱁콕 앤드 윌콕스 캄패니 filed Critical 죠지 지. 지프
Priority to KR7903566A priority Critical patent/KR820002371B1/ko
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

내용 없음.

Description

원자로 안전장치
제1도는 본 발명 안정장치의 개략구성도.
제2도는 비율방식으로 작동하는 아날로그-디지탈 변환기를 도시한 도면.
제3도는 배율방식으로 작동하는 디지탈-아날로그 변환기를 도시한 도면.
본 발명은 일반적으로 원자로 안전장치에 관한 것이며 특히 연속 및 반복중계를 위한 병렬 데이타를 허용하는 컴퓨터 메모리형 조사(調査) 테이블을 갖는 안전장치에 관한 것이다.
종래 원자로용 안전장치는 원자로 보호장치의 부분으로서 디지탈계산 모듀율을 이행하는 것으로 알려져 있다. 이러한 모듀율은 컴퓨터에 사용된 바와 같은 표준형 디지탈 기술을 이용한다. 이러한 기술의 본질은 입력신호를 디지탈의 형태로 변환시켜 기억시키고 기억된 프로그램을 이용하여 기억데이타로서 출력을 나타나게 하는 것이다. 이러한 모든 기능들은 시간영역내에서 단일 중앙컴퓨터(single central computer)에 의하여 연속적으로 수행된다.
이와 같은 종래기술의 장치에 있어서 그 결점은 연속적으로 계산과정에 소요되는 시간의 길이와, 독립적으로 측정된 매개변수를 연속적으로 조작하여야 만 하는 프로그램의 복잡성에 있다. 정상적인 순서는 연속계산을 수행하도록 데이타를 매개변수를 포함하며 이 계산의 끝에 가서 원자로의 안전가동중인가 아닌가를 결정하는 데이타를 제공하도록 하는 데이타매개변수를 포함한다.
이러한 종래 기술의 장치에 있어서 다른 문제점은 어드레스 위치(address location)을 제외하고는 데이타의 동일성이 상실되도록 하는 디지탈 컴퓨터의 특성에 있다. 따라서 프로그램의 추적은 시간의 소모가 크고 안전장치의 실패 회복이 어렵게 된다.
호적한 안전제어가 확실히 되도록 연속적으로 그리고 반복적으로 시험 및 재시험되기 위한 연속컴퓨터시스템은 안전에 악영향을 미치는 제각기의 측정 매개변수가 다른 모드 매ㅑ에 대하여 모두 가능한 값 또는 가능 상태가 됨이 요구된다. 예를들어, 원자로 온도가 4000가지의 서로 다른 가능값을 가지며, 압력이 4000가지의 가능값을 그리고 액체 유동이 4000가지의 가능값을 갖는다고 예상할 때에, 연속컴퓨터시스템의 가능한 입력단수는 4000에서 4000의 3제곱이 된다. 1/10초에 하나의 비율로서 이것을 반복시험한다면 수 백년이 필요하게 된다. 따라서 안전장치용 프로그램에서 결점을 없이하도록 다른 수단이 활용되었었으나, 이는 독립적으로 기술진과 통제적인 권한를 가지고 더욱 길게 관찰하여야 된다.
본 발명은 특정한 매개변수의 데이타를 수신하여 특정매개변수의 범함수대수(汎函收對收)를 발생하는 컴퓨터형 조사테이블의 병렬 조합을 이용하는 원자로용 안전장치를 제공하므로서 종래 기술 시스템에 연관된 문제점들을 해결한다. 이후에 여러 범함수대수는 모두 원자로를 정지시키기 위한 제어신호를 형성하도록 서로 합산된다. 이러한 범함수대수는 모두 원자로를 정지시키기 위한 제어신호를 형성하도록 서로 합산된다. 이러한 범함수대수는 실험 온도와 유체데이타에 의하여 분석에 의하여 유출된다. 유체 데이타는 원자로의 출력발생에 대한 안전상태를 규정하는 식을 구성토록 사용된다.
안전상태를 결정하기 위한 특정식은 다음과 같다.
S=f1(P)+f2(T)+f3(
Figure kpo00001
T)+f4(
Figure kpo00002
B)+f5(W)
여기에서 S는 원자로가 안전작동을 상태하의 동력치를 규정하는 신호이다.
f1(P)는 입력이 P1압력에 따르는 함수 발생기에서의 S에 대한 함수,
f2(T)는 온도의 S에 대한 함수,
f3(
Figure kpo00003
T)는 원자로 상반부에서의 동력측정장치(
Figure kpo00004
T)의 S에 대한 함수,
f5(
Figure kpo00005
B)는 노심의 하반부에서의 동력측정장치(
Figure kpo00006
B)의 S에 대한 함수,
f(W)는 1차 냉각제의 유동율(W) 측정치의 함수이다.
따라서 S는 독립된 함수들의 합계이며, 저각기 함수들은 정확을 기하기 위하여 철저히 시험되어질수 있다. 4000가지의 가능상태들을 가진 제각기 매개변수의 전술된 예를 이용하므로서, 시험된 가능 조합상태들의 수는 4000에서 4000의 3제곱이 아니고, 4000+4,000+4,000 즉 12,000가지의 가능 상태가 된다.
1/10초당 1하나의 시험비율이라면, 한번의 시험은 대략 30분이 된다. 그러므로 안전장치는 입력에 인가된 매개변수의 모든 가능치로서 철저히 시험될 수 있으며 아날로그 출력에서는 모든 매개변수의 함수가 정확히 결정되도록 시험될 수 있다. 따라서 입력 및 출력이 제각기의 독립적인 매개변수들에 대하여 아날로그 형태로 시험될 수가 있다.
본 발명의 장점은 우선적으로 함수가 고정밀도의 일반컴퓨터를 이용한 계산으로서 제공되는 것이며 그 다음에 함수의 선행된 계산값이 메모리 기억장치내에 기억된다는 것이다. 이들 함수값들은 제각기 어드레스가 매개변수의 별개값에서 유출되는 어드레스 장치에 의하여 어세스된다. 따라서 본 발명은 종래 기술의 장치의 기초를 이루는 연소반복계산을 피할수 있는 것이다.
본 발명을 첨부도면에 의하여 보다 상세히 설명하면 다음과 같다.
첨부도면은 본 발명의 한 실시형태를 상세히 설명할 목적으로 도시된 것이나 이로써 본 발명을 제한하는 것은 아니다. 제1도는 최대허용 원자로 동력을 표시하는 제어신호 S를 제공하는 원자로 안전장치(10)를 도시하고 있다. 신호 S는 비교증폭기(12)에서 원자로 실효동력을 표시하는 신호 R과 비교된다. 비교증폭기(12)는 신호 R이 신호 S를 초과할때마다, 경보를 제공하거나 정지신호 A를 제공하게 된다.
제어신호 S는 다음과 같이, 여러가지 원자로 매개변수의 함수의 합이다.
S=f1(P)+f2(T)+f3(
Figure kpo00007
T)+f4(
Figure kpo00008
B)+f5(W)
여기에서 함수 들은 상기된 바와 같으며 그리고 작동원자로의 특정 부피로 제거될 수 있는 열의 최대량을 결정하는 열유압 실험에서 결정된 제각기의 원자로 매개변수 P, T,
Figure kpo00009
T,
Figure kpo00010
B, W에 대하여 사전 계산된 함수이다.
함수 f1(P)+f2(T)+f3(
Figure kpo00011
T)+f4(
Figure kpo00012
B)+f5(W)를 기억하며 이들은 매개변수들 P, T,
Figure kpo00013
T,
Figure kpo00014
B, W의 적당한 값으로 조정하는 작동은 다음과 같이 설명된다.
상기 언급된 기억 및 조정용으로 아날로그-디지탈 변환기들(22a), (22b), (22c), (22d), (22e)이 사용된다. 이들 아날로그-디지탈 변환기들(22a), (22b), (22c), (22d), (22e)은 모델번호 AD80로서 Burr-Brown에서 입수할수 있는 일반적인 장치이다.
이들 변환기들(22a), (22b), (22c), (22d), (22e)의 입력전압은 제각기 증폭기들(20a), (20b), (20c), (20d), (20e)의 출력에서 수시된 젝각기 측정된 원자로 매개변수들 P, T,
Figure kpo00015
T,
Figure kpo00016
B, W의 특정 값에 대응하는 전압이다. 이들 매개변수의 값들은 공지된 변환기로서 측정되며, 이들의 값들은 아날로그-디지탈변환기들(22a), (22b), (22c), (22d), (22e)에 의하여 다수의 가능 디지탈 숫자들(4096은 인용된 일반적인 모델이다)중의 하나로 변환된다.
상기 언급된 디지탈 숫자들은 매개변수들의 특별히 측정된 아날로그 값들에 1대 1로 대응한다. 예를들어 2000.00psi의 압력은 디지탈 값 00000100000에 대응하고 2000.25psi의 압력은 000001000001에 대응한다. 이후에, 디지탈 값의 숫자는 기억된 단일 원자로 매개변수용 값이 제각기의 테이블을 갖는 제각기 컴퓨터형 조사 테이블(14a), (14b), (14c), (14d), (14e)의 해독전용 메모리(ROM)에로의 입력이 되는 어드레스(address)로서 고려될 수 있다.
이러한 목적용으로 유용한 전형적인 시판메모리는 INTEL 2716이 있다. 제각기 디지탈 매개변수값 또는 어드레스에 연관된 데이타워드(data word)는 제각기 특정 매개변수 사전계산된 디지탈 값이다. 여러가지 데이타워드에 대한 함수값은 일반 목적용 고정밀 컴퓨터에 의하여 사전계산에서 결정되고, 여러가지 컴퓨터용 조사테이블(14a), (14b), (14c), (14d), (14e)의 제각기 해독전용 메모리 내의 부하된다.
컴퓨터형 조사 테이블들(14a), (14b), (14c), (14d), (14e)의 입력 및 출력은 제각기의 도선들(24a), (24b), (24c), (24d), (24e)를 따라 이송된다.
제각기 매개변수들 P, T,
Figure kpo00017
T,
Figure kpo00018
B, W에 대한 제각기 조사 테이블(14a), (14b), (14c), (14d), (14e)에서의 작동들은 동시에 그리고 병렬로 이송되며 제각기 디지탈-아날로그 변환기(28a) 내지 (28e)의 출력단에서 디지탈 데이타워드의 함수값에 비례하는 신호를 제공하는 제각기 디지탈-아날로그 변환기에 제각기 측정된 매개변수에 대한 데이타워드가 동시에 그리고 병렬로 사전계산된다.
이들 함수값f1(P)+f2(T)+f3(
Figure kpo00019
T)+f4(
Figure kpo00020
B)+f5(W)는 원자로에 대한 최대허용 동력에 비례하는 신호 S를 제공하도록 아날로그 합산단(30)에 의하여 합산된다.
제2도에서는 제1도의 실시예를 기본으로 한 변형실시예를 도시한 것으로, 제1도에서 인용도었던 아날로그-디지탈 변환기(2)의 사용이 매개변수
Figure kpo00021
T
Figure kpo00022
T를 위한 비율(rationing) 방법으로 작동되도록 변형되었다. 이들 두개매개변수들의 특정 원자로 보호등식은 원자로 오프셋(offset) θ로 공지되었으며, 다음과 같이 정의된다.
Figure kpo00023
오프셋 θ를 계산하기 위하여
Figure kpo00024
T
Figure kpo00025
B에 대한 증폭신호를 제공하는 증폭기(20c), (20d)로 부터의 입력신호 들은 단일 아날로그-디지탈 변환기(32)의 입력단자와 기준 전압단자에 인가된다. 본 기술분야에서 공지된 바와 같이, A/D 변환기(32)로 부터의 출력신호는 제1입력신호
Figure kpo00026
T에 대하여 정비례하고 기준단자입력 신호
Figure kpo00027
B에 대하여 반비례하므로, 입력신호
Figure kpo00028
T,
Figure kpo00029
B의 비율에 대하여 비례한다.
따라서
Figure kpo00030
T/
Figure kpo00031
B의 비율은 오프셋 θ를 계산함에 있어서 A/D 변환기(32)로 부터 출력신호로서 직접 이용될수 있다.
어떤 원자로 보호등식은 안전작동동력이 두 함수의 급으로 정의되는 값(V) 이하에게 유지될 것을 요구한다.
V=f(A)×f(B)
여기에서 f(A)는 원자로내의 비등을 제어하기 위한 등식이고 f(B) 예를들어 중성자자속이 동력의 측정으로 이용되는 중성자흡수에 의한 동력측정오차에 대한 값을 교정하기 위한 것이다. 제3도는 제1도에서 도시된 실시예의 다른 변형을 도시한 것으로 체배형태에서 D/A변환기(34)를 이용한 것이다.
제3도에서 도시된 바와 같이, D/A 변환기(34)의 출력은 제1신호(26b)와 제2신호(28a)의 곱이다. 제1신호(26b)는 제1변수 또는 f(T)와 같은 변수의 함수를 나타내는 디지탈 데이타워드로 구성된 디지탈 형태이며, 제2신호(28a)는 f(P)와 같은 변수의 아날로그신호이고, 제2신호는 D/A 변환기(34)의 제2입력에 공급된다. 종종, 이러한 제2입력 f(P)는 이러한 기술분야에 숙련된 자에게 기준신호로서 참조된다. 이와 같이 이러한 연결방식에서 D/A 변환기(34)로 부터의 출력은 복합승산함수 f2(P)×f2(T)로 산출된다.
제3도 실시예의 승산방법을 이용한 또다른 실시예로서, 유동함수 f(W)를 형성하는 조사테이블(14e)용 어드레스로 결정하는 변환기(27e)는적당한 어드레스를 선택하도록 장치내에서 작동되는 펌프들의 숫자에 관한 정보를 이용할 수 있다. 작동되는 펌프들의 숫자가 변경될때의 전환 주기에서 어드레스를 형성하는 계수기의 내용을 고정시간 간격으로 분리된 펄스로서 변경시킴에 의하여 어드레스는 변경될 수 있을 것이다.
본 발명의 정신 및 범위에서 벗어나지 않는한, 다수의 변경, 변형 및 변화가 본 발명에 의하여 이루어질 수도 있음을 본 분야에서 술력된자라면 용이하게 알 수 있음을 주지하다.

Claims (1)

  1. 원자로용 안전장치에 있어서, 원자로 작동의 여러가지 매개변수를 측정하기 위한 일련의 변환기들과, 원자로 작동의 한가지매개변수를 측정하는 상기 변환기들중 하나에 제각기 개별적으로 접속되며 그리고 다수의 매개변수들 값에 대하여 관련 매개변수가 기여하는 원자로 전체 부하의 백분율을 표시하는 대응매개변수의 미리 계산된 함수를 포함하는 일련의 병렬 접속된 컴퓨터형 조사테이블들과, 제각기 계산단의 모든 출력을 수신하여 허용가능한 전체 출력의 원자로 작동의 백분율을 표시하는 제어신호를 제공하도록 상기 모든 출력들을 합산하는 합산단을 포함하는 원자로용 안전시스템.
KR7903566A 1979-01-29 1979-10-16 원자로 안전장치 Expired KR820002371B1 (ko)

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