현장데이터를 이용한 운전 지원 목적의 CANDU형 원전 노심관리 지원 시스템 개발에 관한 연구
A Study on the Development of Core Management Support System for CANDU NPPs Using Station Data Files
- 주제(키워드) CANDU , Core Management , 노심관리
- 발행기관 아주대학교 대학원
- 지도교수 오세기
- 발행년도 2008
- 학위수여년월 2008. 8
- 학위명 박사
- 학과 및 전공 일반대학원 시스템공학과
- 본문언어 한국어
초록/요약
본 연구는 가압중수로 노심관리의 운전성(operability)과 안전성(safety) 향상을 위해 현장 운전 경험 및 절차서를 기반으로 한 노심관리 지원 시스템의 설계 및 개발에 대한 것이다. 가압중수로 운전 중 수행하는 노심 관리는 원자력발전소를 효율적으로 관리할 목적으로 “노심관리절차서”에 규정된 핵연료 교체와 신연료 저장, 연료 건전성 확인, ROP(Regional Overpower Protection) 검출기 교정, 냉각재 유량확인, 열출력 점검, 표준영역중성자속 변경, VFD (Vanadaium Flux Detector) 교정, 제어용 백금피복 검출기 교정의 제반업무로 정의된다. 기존의 노심관리는 아래와 같은 애로사항을 가지고 있다. 1) 효율적 노심관리를 위해서는 현재의 노심상태를 상시 감시하여 노심관리 대상에 따른 변수를 파악하고 운전 이력관리가 이루어져야 하므로 CANDU형 노심내의 3차원 출력 분포를 온라인으로 감시할 수 있는 기능이 필요하다. 2) 노심관리 관련 코드 운영에 있어서는 절차서에 명시된 내용을 벗어나지 않는 범위 내에서 개인별 성향, 호기별, 발전소별로 수행 방법의 차이가 조금씩 존재하여 통합 운용 표준체계가 필요하다. 3) 가압중수로의 기존 노심관리가 “노심관리 절차서”에 의거해 이루어지나, 업무 수행 과정, 특히 교체 핵연료 선정과 같은 원전 운전성 및 경제성에 민감한 노심관리에 있어 국내 중수로 운전 경험을 기반으로 한 운전자 지원 체계가 필요하다. 4) 중수로 원전 운전에 있어 노심관리는 인사이동이나 업무공백 및 신입직원의 적응 시간 단축이 필수적이나 이를 지원하기 위한 운용 체계가 없다. 이러한 필요성에 따라 중수로의 DCC(Digital Control Compter)의 현장 데이터 파일을 활용한 중수로 노심관리 지원 시스템의 개발울 위한 본 연구는 아래와 같은 방법으로 수행되었다. 본 연구에서는 우선적으로 기존 월성 현장에서 수행하고 있는 중수로 노심관리의 업무별 분석이 이루어 졌다. 이러한 현행 업무 분석을 통해 사용자의 의견을 반영하여 개발하고자 하는 시스템의 기능 범위와 개발 및 현장 여건을 고려한 시스템의 정의를 하였다. 이 과정에서 핵연료관리, 검출기관리, 원자로안전관리 업무 지원, 노심 출력 감시 및 데이터 통합관리를 시스템의 5대 사용자 요건으로 정의하여 규정하였다. 정의한 노심관리 지원 시스템과 관련된 발전소 계통, 관련 문서 등을 고려하여 개발하고자 하는 시스템의 범위 및 규모를 정의하고, 위의 사용자 요구사항으로부터 11가지의 시스템 설계의 최상위 기능요구사항(functional requirements)을 도출하였다. 식별한 최상위 요구사항에 대한 정량화 및 세분화된 시스템 기능 요구사항에 따라 원자력 측면에서의 분석내용을 근거로 세분화된 시스템 요구사항을 정의하여 시스템 요구사항 명세서(SRS:System Requirement Specfication)를 작성하였다. 작성된 SRS를 기반으로 시스템을 설계하고 시험부분에서 실재 발전소 운전상태에 대해 simulation한 case 몇 가지를 예로 제시 및 분석하였다. 본 연구에서는 시스템의 검증을 위해 월성원자력 제 1 발전소에서 현장 설치, 시험을 통해 기존의 업무 수행 방식의 결과와 비교 검토를 수행하고 시스템의 효용성을 검토하였다. 노심관리 지원 시스템의 개발을 통해, 원자력 측면에서 시스템 최상위 기능 요구사항의 분석을 통해 중수로 노심관리와 관련하여 중수로 노심출력 감시 모델을 제시하였으며, 중수로 노심관리의 표준 체계에 대한 방안을 제시하였다. 또한 시스템 공학 측면에서 요구사항 추출, 분석, 문서화에 대한 수행 사례 및 원자력분야에서 노심관리시스템의 최상위 규격서 개념의 문서를 제시하였다.
more초록/요약
The dissertation describes the development of operator-support core management system that enables core management based on the on-site operation experience and document of core management procedures, which is for enhancing operability and safety in PHWR operation. The PHWR core management includes refuelling channel selection, checking new fuel storage, checking fuel integrity, calibration of ROP detectors, checking coolant flow rate, alternation of nominal zone flux, calibration of vanadium flux detectors, calibration of platinum detectors, and inspection of total thermal power for the purpose of efficient core management. It is necessary to be improved in the core management as followings. 1) It is necessary to monitor core power distribution because efficient core management needs to monitor a lot of variables related to the core management and to manage operation history of core by monitoring core power. 2) It is necessary to set up integrated and standardized scheme because there are differences in individual trends of operators. 3) It is necessary to develop an operator-support core management system based on our own generic operation experience in a sensitive management procedure such like refuelling channel selection. 4) There has been no system to support training beginners. For the necessities the development of core management support system using data file from DCCS was performed. In the beginning of the study, investigation and analysis for the PHWR core management procedures and data flow was performed. And the scope of the dissertation and definition of the system could be justified on the basis of the investigation and the analysis. Fuel management, detector calibration, safety management, core power distribution monitoring, and integrated data management were defined as main user’s requirements. From the requirements, 11 upper functional requirements were extracted by considering the on-site operation experience and investigating documents of core management procedures. Detailed requirements of the system which were produced by analyzing the upper functional requirements were identified by interviewing members who have responsibility of the core management procedures, which were written in SRS document by using IEEE 830 template. The system was designed on the basis of the SRS and analysis in terms of nuclear engineering, and then tested by simulation using on-site data as a example. A model of core power monitoring related to the core management was suggested and a standard process for the core management was also suggested. And in terms of systems engineering extraction, analysis, and documentation of the requirements were suggested as a case.
more목차
국문요약 = i
차례 = iv
그림차례 = vii
표차례 = x
제1장 서론 = 1
제1절 연구 배경 및 목표 = 1
제1항 연구 배경 = 1
제2항 연구 목표 = 3
제2절 연구 범위 및 방법 = 4
제3절 논문 구성 = 6
제2장 중수로 노심 관리 업무 분석 = 7
제1절 노심관리 업무 분류 = 7
제2절 중수로 노심 관리 Data Flow = 10
제3절 중수로 노심 관리 지원 시스템의 필요성 = 11
제3장 중수로 노심관리 지원 시스템 정의 = 13
제1절 노심관리 지원 시스템의 정의 = 13
제1항 핵연료 관리 = 14
제2항 핵검출기 관리 = 15
제3항 원자로 안전 관리 = 16
제4항 노심 출력 감시 = 17
제5항 데이터 통합 관리 = 18
제2절 시스템 최상위 기능 요구사항 도출 = 18
제4장 시스템 요구사항 분석 = 20
제1절 시스템 세부 요구사항 정의 절차 = 20
제1항 요구사항 분석 필요성 = 20
제2항 시스템 세부 요구사항 분석 프로세스 = 23
제2절 최상위 시스템 기능 요구사항별 분석 = 35
제1항 노심출력 감시 기능 = 35
제2항 핵연료 교체 채널 선정 기능 = 40
제3항 신연료 관리 기능 = 43
제4항 연료 건전성 확인 기능 = 45
제5항 제어용 백금 피복 검출기 교정 기능 = 49
제6항 표준영역 중성자속 변경 = 52
제7항 바나듐 중성자속 검출기 교정 기능 = 55
제8항 ROP 검출기 교정 기능 = 58
제9항 냉각재 유량 확인 기능 = 62
제10항 원자로 열출력 점검 기능 = 63
제5장 시스템 설계 및 시험 = 68
제1절 노심 출력 분포 감시 모델 = 68
제1항 3차원 노심 출력 분포 계산 모델 = 68
제2항 핵연료 교체 연속성 고려 모델 검증 및 선정 = 72
제3항 격자계산시 계산 입력 변수 산출 = 87
제4항 노심 출력 분포 감시 모델 = 90
제2절 핵연료교체에 따른 LZC 수위변화 예측 모델 = 92
제1항 교체 대상 핵연료 채널 선정 알고리즘 검토 = 92
제2항 핵연료 교체에 따른 LZC 수위 변화 예측 모델 = 101
제3절 데이타베이스 설계 = 102
제1항 데이터 모델링 = 104
제2항 데이터베이스 상세 설계 = 105
제4절 웹 어플리케이션 및 단위 모듈 상세 설계 = 108
제1항 유스 케이스 모델링 = 108
제2항 사용자 인터페이스(Interface) 모델링 = 111
제5절 시스템 시험 = 119
제6장 시스템 검증 = 124
제1절 최상위 시스템 기능 항목 = 124
제2절 시스템 검증 = 126
제7장 결론 및 향후 연구 = 143
제1절 결론 = 143
제2절 향후 연구 = 144
참고문헌 = 146
Abstract = 151
