Load follow operation is a balance between power production and usage of electricity. Load follow operation in nuclear power plants (NPP) in Korea has received more attention as the government decided to increase the portion of power generation by nuclear energy up to 59% by 2030. Generally load follow operation can be divided into frequency control and daily load cycle operation. The daily load cycle consists of a power reduction from 100% to 50% over a period of two hours, six hours at reduced power during the week demand, and a two hours return to full power. This scenario is called as 14-2-6-2 load cycle. In this thesis, load follow operation means this 14-2-6-2 daily load cycle. Load follow operations in commercial NPPs have been performed by manually changing the boron concentration in the reactor core and moving control element assemblies (CEAs). This operation should control both power and power distribution at the same time. So, the manual operation of load follow requires lots of experiences and predictions related to the core behavior following power changes. Typically CEA movements distort the power distribution because the CEA is inserted from the top of the core and suppress the power in the upper core. This power distribution distortion by inserting CEAs can cause local power peak toward the bottom of the core and threaten the integrity of the fuel pin. Thus, boron concentration control is preferred in commercial NPP for controlling reactivity. However, boron concentration control is usually inaccurate and difficult due to the long time delay in boration/dilution operations and large uncertainty in boron concentration measurement. The results of load cycle test that is performed during the power ascension test (PAT) to demonstrate the load follow operation capability show that operators suffered from controlling both reactor coolant average temperature and power distribution simultaneously and manually. It is necessary to develop the methodology or system for automatic load follow control to alleviate operator burden and improve the load follow capability of NPPs. Usually, there are two main requirements in load follow operation. One is the minimization of CEAs usage. Another is the minimization of liquid radwaste production. However, the second requirement was solved because the fact that boron recycle system has been installed and operated in most NPPs was found during the research. Furthermore, boron concentration control was preferred to CEA movements for controlling the reactivity in the power distribution control point of view through analyzing the load cycle test data of Ulchin nuclear power plant units (UCN) 3, 4, 5, 6, and Yonggwang nuclear power plant units (YGN) 5&6. Therefore, the boron concentration control method was selected as reactivity control tool for automatic load follow operation. In order to use the boron concentration control during the load follow operation, accurate boron concentration should be predicted and measured. New boron concentration prediction model was developed to meet these needs. This model can accurately predict boron concentration in the reactor coolant system (RCS), including the chemical and volume control system (CVCS) following boration or dilution. The model was developed using a multi-cell concept in order to enhance the boron concentration. The volume control tank (VCT), suction and discharge of centrifugal charging pump (CCP) in CVCS are modeled as diffusion cell, each pipe connecting the device as time delay line, makeup system and boron recycling system as boundary nodes. Thus, boron concentration in RCS as well as CVCS can be well predicted because the model considers the time delay characteristics and accurately finds total required amount of makeup flow to reach the target boron concentration. The simulation result using the developed model is compared with the results from multi-cell model paper, Shin-Kori nuclear power plant (SKN) unit 1 boration/dilution data, and UCN 4 load cycle test to verify the accuracy of the developed model. The first shows the advanced aspect of the developed model from original multi-cell model. Boron concentration behaviors during both direct and indirect injection were compared. Although the results for indirect injection are in good agreement, comparison results for direct injection is quite different each other. In simulation of direct injection, the developed model is superior to multi-cell model that didn’t show the results for direct boration and gave inaccurate information for direct dilution. The second shows the accuracy of the model as the simulation result is compared with real plant data. The simulation results using developed model compare with the direct boration and dilution of SKN 1 data acquired during the power ascension test to confirm the accuracy of the developed model. The results are in good agreement each other. The third shows the fitness of the model as the simulation model is compared with real load cycle test results acquired from UCN 4. These comparison results show that the developed model can accurately predict the boron concentration behavior at all subsystems in the RCS and the CVCS during load follow operation as well as makeup operation. In order to effectively simulate the load follow operation, the developed boron concentration prediction model was integrated with KISPAC-1D computer code that composed of system code and core physics code based on ACE-1D. The integrated computer code was named as KISPAC-LF. The responses of reactor core parameters as well as nuclear steam supply system (NSSS) parameters are more realistic and easily understood thanks to the integration both system computer code and neutronics computer code. New control strategies and corresponding control logics were suggested based on the extensive simulations using this KISPAC-LF computer code to enable the automatic load follow operation. These logics enable plants to perform an automatic 3-days load follow operation at beginning of cycle (BOC), middle of cycle (MOC), and 90% end of cycle (EOC) without any adverse impact to system. The main idea of these control logics is to use boron concentration control in controlling reactivity and use CEA movement in controlling power distribution. This can minimize the power distribution distortion by CEA movement. There are many advantages to use newly suggested control logics. One of them is the reduction of CEAs usage. The other is that automatic load follow operation without significant core design change can be possible if the load follow operation was not required at every day during life time. The two contradictory objectives for the load follow operation, minimization of the CEA usage and minimization of the liquid radwaste, can be accomplished with suggested control logics in this thesis thanks to boron recovery system. Also, the burden of operator about the load follow operation can be alleviated with these control logics because the logics automatically enable to control both the power and power distribution without operator intervention. The result of this study shows that KISPAC-LF computer code that includes boron concentration prediction model and suggested control logics in this thesis can be directly applied in the commercial nuclear power plants with minor modification. However, modern prediction control such as generalized prediction control (GPC) instead of using conventional PI (Proportional plus Integral) controller could be used to overcome of the limit on PI controller. The parameters of the prediction control can be determined through the system identification using the simulated results of KISPAC-LF computer code.
2030년까지 원자력 발전비중을 현재의 36%에서 59%까지 늘리겠다는 정부의 전원개발 계획 발표 이 후 계획의 실현을 위해서는 부하추종운전이 필요 불가결하다는 인식이 고조되었으며 부하추종운전이 원전수출을 위한 기본요건으로 부각되면서 이에 대한 연구가 국내 여러 기관에서 활발히 진행되고 있다. 부하추종운전은 크게 주파수제어운전과 일일 부하추종운전으로 구분할 수 있는데 본 논문에서는 2시간에 걸쳐 출력을 50%까지 줄인 다음 6시간을 50% 상태로 운전하고 다시 2시간에 걸쳐서 100%까지 출력을 올려 14시간 동안 전 출력상태로 운전하는 14-2-6-2 일일 부하 운전 만을 다루었다. 주파수제어운전은 붕소농도 조절이 아니라 제어봉을 이용해 반응도 제어를 수행하므로 본 논문의 목적에 부합하지 않아 다루지 않았다. 현재까지의 부하추종운전은 수동으로 원자로 출력과 노심의 출력분포를 동시에 제어해야 하기 때문에 운전자의 노련한 경험과 판단을 요구하고 있다. 하지만 시운전 기간 중에 발전소가 부하추종 능력을 가지고 있음을 보여주기 위해 실시하는 Load Cycle 시험 외에 상업운전중인 원자력 발전소에서 일일 부하추종을 수행한 바가 없기 때문에 부하추종운전에 대한 경험은 전무한 상태이다. 따라서 수동으로 부하추종 운전을 원활히 수행하기는 매우 힘든 실정이다. 또한, 부하추종 시 일어나는 노심 과도현상들에 대한 정확한 이해와 반응도 제어에 사용하는 제어봉과 붕소농도 조절의 단점들을 인지하고 있어야 원활한 부하추종 운전이 가능하다. 즉, 제어봉의 경우, 제어봉이 삽입되면 노심의 출력분포가 하부로 치우치는데 심할 경우에는 국부출력 증가에 따른 핵연료 손상을 유발할 수 있다. 이를 방지하기 위해 축방향 출력분포를 일정 제어범위 내로 유지하는 한계 내에서만 제어봉의 움직임이 허용된다는 단점을 지니고 있다. 붕산농도 조절을 통한 반응도 조절의 경우에도 화학 및 체적제어계통(CVCS)에서 수행된 Boration 또는 Dilution 효과가 노심의 반응도에 영향을 주기까지는 최소한 3분 이상의 시간지연이 있어 즉각적인 반응도 제어가 어려울 뿐 아니라 원하는 반응도를 삽입하기 위한 정확한 Makeup 유량 산출이 어려워 Over-Boration 또는 Over-Dilution이 야기되는 단점이 있다.
이와 같은 어려움들로 인해 수동운전에 의한 부하추종운전은 상당히 힘들기 때문에 자동으로 부하추종운전을 수행할 수 있도록 해 주는 제어계통에 대한 연구들이 필요하다. 하지만, 현재까지의 부하추종 연구는 제어봉을 이용한 노심의 반응도 제어에만 초점이 맞추어져 있으며 실제 발전소에 적용하기 위해 필요한 CVCS나 원자로냉각재계통(RCS)계통들과의 연계부분에 대해서는 연구가 거의 진행되지 못한 상태이다. 차세대 원전에서의 자동 부하추종 제어논리로 개발된 Mode K의 경우도 제어봉을 이용한 제어논리는 완성되었으나 정작 필요한 붕소농도제어는 이상적인 시나리오만 제공함으로써 실제 설계에 적용하기가 힘들었던 것이 한 예라 할 수 있다. 본 논문에서는 CVCS, RCS 및 노심 사이의 연계부분에 대한 연구를 수행하여 최소한의 노심 설계변경만으로도 자동으로 부하추종운전을 원활히 수행할 수 있는 제어계통 개발을 목표로 연구를 수행하였다. 자동 부하추종운전의 가장 큰 장애물로는 제어봉 사용량 증가로 인한 수명 기간 중 제어봉구동장치 교체 및 액체 방사성폐기물 증가를 들 수 있다. 부하 추종운전을 위해 제어봉을 주로 사용하게 되면 제어봉의 사용량이 증가로 제어봉구동장치의 수명이 줄어들게 되며 제어봉 대신 붕소농도 조절을 통한 반응도 제어를 주로 사용하게 되면 액체 방사성폐기물이 증가하는 문제가 있었다. 하지만 후자의 경우, OPR1000 발전소뿐 만 아니라 대부분의 노형들이 붕소회수계통을 가지고 있어 반응도 제어에 사용되었던 붕산수를 전량 액체 방사성폐기물로 보내는 게 아니라 거의 대부분을 재 사용 할 수 있도록 설계되어 있음이 연구과정 중에 발견되었다. 따라서 제어봉이 아닌 붕소농도 조절을 통한 자동 부하추종운전에 초점을 맞추어 연구를 진행하였다. 또한, 울진 3,4호기, 영광 5,6호기, 울진 5,6호기 등에서의 일일부하추종 운전시험 자료들을 입수, 분석하여 제어봉의 사용량을 최소로 하고 붕소농도 조절을 주로 하는 운전방식이 현 발전소 상황에서 최적임을 밝혀냈다. 이러한 운전방식은 Westinghouse가 특허를 가지고 있는 Mode A와 동일한 방법이기도 하다. Mode A는 부하추종을 위한 절차서라 할 수 있는데 전장제어봉을 이용해서 출력분포 제어를 수행하고 반응도 제어는 붕소농도 조절을 이용하는 것이 골자이다. 하지만 출력과 출력분포 모두가 수동으로 이루어지기 때문에 계속적인 운전원의 관심과 동작을 요구하고 있는 것이 이 방법의 단점이다. 제어봉에 의한 반응도 제어가 아닌 붕소농도 조절을 통한 반응도 제어를 수행할 경우는 노심의 반응도 변화에 따라 붕소농도 조절이 자동으로 수행되어야만 한다. 붕소농도를 자동으로 제어하기 위해서는 단일셀 모델처럼 필요한 반응도에 따라 요구되는 Makeup 유량만 산출해 주는 단순한 모델이 아니라 노심에서 필요로 하는 반응도를 계산하고 그 반응도를 제공하기 위해 필요로 하는 Makeup 유량을 산출하는 한편 Boration/Dilution을 수행했을 때 원자노심뿐 아니라 RCS과 CVCS 각 기기와 배관에서의 붕산농도를 정확히 예측할 수 있는 모델이 있어야 한다. 이러한 모델이 있어야 비로소 자동으로 붕소농도 제어를 수행하는 제어계통을 개발할 수 있을 것이다. 본 논문에서는 상기와 같은 기준을 만족시키는 모델을 개발하기 위하여 기존에 사용되던 단일셀 모델을 비롯하여 전달함수 모델, 다중셀 모델 들에 대해 장단점을 분석하였다. 분석 결과, 단일셀 모델의 경우는 물론이고 다중셀 모델의 경우에도 간접주입에 대한 모사결과들은 대체적으로 양호하나 직접주입에 대한 모사계산 결과는 현실과 동떨어져 있어 직접 주입을 사용해야 하는 부하추종운전 모사계산에는 사용하기 힘든 것으로 밝혀졌다. 따라서 새로운 형태의 붕소농도 예측모델을 개발하였다. 새로운 모델은 다중셀 이론을 바탕으로 CVCS내에 붕소회수계통, 보충수 계통, 체적제어탱크 (VCT) 수위모델, 원심형 충전펌프 모델 등이 추가되었을 뿐 아니라 노심 및 계통 전산코드와 연결되어 있는 모델이다. 붕소회수계통을 추가함으로써 기존에는 모두 액체 방사성폐기물로 처리되던 Makeup 유량이 VCT 수위제어를 통해 붕소회수계통에서 재사용되도록 모사할 수 있게 되었다. 또한, 보충수모델을 추가함으로써 보충수 배관 내에 잔존하고 있는 붕산수나 순수에 의한 붕산수의 변화량을 정량적으로 분석할 수 있게 되었다. 한편, 부하추종 동안의 반응도 변화를 계산하고 RCS와 CVCS 기기 및 배관들에서의 질량 및 붕산농도를 계산하기 위해 계통 및 노심 전산코드인 KISPAC-1D와 개발한 모델을 통합하였다. 계통 전산코드와의 통합으로 보다 정확한 RCS 및 CVCS 질량계산이 가능해짐에 따라 필요한 보충수 유량 산정의 정밀도가 크게 향상되었으며 RCS 및 CVCS 각 노드의 붕소농도가 시간지연이 고려된 형태로 계산되어 붕소농도 예측의 정확성이 크게 높아졌다. 개발된 모델의 적절성을 검증하기 위해 신고리 3,4호기 자료를 이용하여 보충수의 직접 주입, 간접주입의 경우를 모사하였다. 모사 결과에 따르면 주입된 보충수는 예상된 시간지연을 거쳐서 노심 반응도를 변화시키는 것으로 확인되었다. 또한, 붕소농도 예측모델의 기본 개념을 제공한 멀티셀 모델 자료와의 결과 비교 분석을 통해서 개발된 모델의 우수성을 확인하였다. 멀티셀 모델의 경우 부하추종운전에 사용되는 VCT 후단으로의 직접주입 모사가 제대로 수행되지 않아 비교자체가 힘들었으나 간접주입 결과들을 비교함으로써 개발된 모델의 적절성을 확인할 수 있었다. 또한, 신고리 1호기 발전소 운전자료를 입수하여 개발된 모델 모사결과와 비교 분석함으로써 개발된 모델의 모사 결과가 실제 발전소 시험결과와 일치하고 있음을 보였다. 50% 출력에서 수행된 SAM 및 RSF 측정시험에서 수행된 5차례의 대량 Boration 및 Dilution 자료를 입수하여 개발된 붕소농도예측모델을 이용해 동일한 Case를 분석한 결과와 비교하였다. 비교 결과, 두 결과가 거의 동일한 경향을 가지고 움직임을 확인할 수 있었다. 또한, 이 모사를 통해서 원자노심에서 붕소농도가 변하더라도 유출관의 이온교환기전단에 위치한 Boronometer가 이를 계측해내는 데까지는 약 300초, 즉 5분 정도가 소요되며 CVCS에서 Dilution을 시작한 뒤로는 약 440초 정도가 소요됨이 밝혀졌다. 이를 통해 Boronometer에서 계측되는 붕소농도를 제어입력으로 사용하는 것은 불가능함이 밝혀졌다. 붕소농도 예측모델을 부하추종 운전에 사용할 수 있는지 평가하기 위해 울진 4호기 일일부하추종운전 자료와 붕소농도 예측모델로 예측한 붕소농도 변화자료를 비교하였다. 비교 분석결과, 두 결과가 서로 잘 일치하고 있음을 확인할 수 있었다. 본 논문에서는 개발된 붕산농도 예측모델을 KISPAC-LF로 명명하였으며 이 모델은 계통전산코드, 노심해석코드 및 붕산농도 예측모델이 결합된 형태로 구성되어 있어 부하추종운전 시 노심변수들의 변화뿐 만 아니라 원자로냉각재계통 및 화학 및 체적제어계통 변수들의 변화들을 보다 현실적으로 모사할 수 있게 되었다. 본 논문에서는 KISPAC-LF의 부하추종운전 모사능력을 확인하기 위하여 초기노심, 중간노심, 주기말노심에 대해 3일간의 부하추종운전 모사계산을 수행하였다. 이러한 모사 계산 및 결과 분석을 통해서 붕소농도 제어를 통한 자동 부하추종운전을 위해서 필요한 7가지 제어전략들이 도출되었다. 또한, 이 제어전략들을 실현하기 위한 제어논리나 알고리즘들도 개발되었다. 이렇게 개발된 제어논리들을 적용할 경우, 제어봉을 제한조건 중 하나인 장기 제어봉삽입한계 이내에서 움직이면서 붕산농도 조절을 통해서 자동으로 부하추종운전을 안정되게 수행할 수 있음을 보였다.
본 논문의 구성을 정리하면 다음과 같다. 1장에서는 연구의 배경과 목적, 연구범위에 대해서 설명하였다. 2장에서는 부하추종운전에서의 노심거동들을 이해하는데 필수적인 배경지식들을 설명하였다. 제논-135는 중성자 흡수유효 단면적이 타 핵분열생성물들에 비해 수백만배 큰 독물질로 출력이 변화하면 수시간의 지연을 가지면서 계속 노심의 반응도를 변화시키므로 부하추종운전 동안의 제논-135 농도 변화를 분석하고 이해하는 것이 무엇보다도 중요하므로 첫부분에 이에 대해 살펴보았으며 반응도 제어수단으로 사용되는 제어봉 및 붕산농도 조절의 한계 및 단점에 대해서도 살펴보았다. 그리고, 가동중인 발전소들의 일일부하 추종시험 자료들의 분석결과도 2장 후반부에 기술하였다. 3장에서는 붕소농도 예측모델 개발과정에 대해서 자세히 설명하였으며 개발된 모델의 적절성 및 정확성을 검증한 내용들이 기술되어 있다. 4장에서는 개발된 붕소농도 예측모델을 계통 및 노심해석코드인 KISPAC-1D와 통합하여 KISPAC-LF라는 새로운 부하추종운전 모사도구를 만들고 그 도구를 이용한 수행된 부하 추종운전 모사계산들의 분석들을 통해 도출된 제어전략 및 그에 따른 제어논리들에 대해서 기술하였다. 마지막으로 5장에서는 결론과 추가적인 연구가 필요한 사항들에 대해서 기술하였다. 붕소농도 조절은 상당한 시간지연을 가지고 있으며 보충수 유량조절에 제한조건들이 존재하고 있으므로 GPC (Generalized Prediction Control)과 같은 모델 기반의 예측제어 논리를 사용하며 제어계통을 꾸민다면 본 논문에서 제시된 상당부분의 제어논리들을 대체할 수 있으며 제어논리들도 상당히 간단해 질것으로 판단되므로 이에 대한 연구가 더 필요할 것으로 보인다.
본 연구의 의의는 크게 다음 세가지로 요약할 수 있다. 첫째, 붕소농도 예측모델을 개발하여 지금까지 부정확하고 시간지연이 많아 예측이 곤란하다고 판단되어 왔던 노심에서의 붕소농도 변화를 정확히 예측할 수 있게 되었다는 것이다. 둘째는 개발된 붕소농도 예측모델을 계통모사 코드인 KISPAC-1D 전산코드에 통합하여 부하추종운전을 모사할 수 있는 KISPAC-LF라는 새로운 Tool을 만들었다는 것이다. 마지막으로는 만들어진 도구를 이용하여 제어봉 사용량을 최소화할 수 있는 부하추종운전 제어논리들을 개발했다는 것이다. 본 논문에서 제안된 부하추종운전 제어논리들을 사용한다면 노심의 큰 설계 변경없이도 OPR1000이나 APR1400에서 부하추종운전을 자동으로 수행할 수 있을 것으로 기대된다.
