A stochastic autoregressive(AR) noise analysis program applicable to on-line vibration monitoring of PWR core is suggested. The main algorithm of this computer program is composed of two parts, the linear least square(LLS) calculation part and the Gauss-Newton iteration part, to obtain the vibration model parameters of reactor core. Specially, Gauss-Newton iteration part introduced in the second step of modeling process is based on the consideration of non-stationary conditions of operating reactor power. It was the first application in the field of PWR noise analysis.
For the preparation of input data files, noise signals are recorded from the ex-core neutron instrumentation channel in the ULJIN unit 1 nuclear plant during full power operations. Then, with this analog signals, the analog-to digital(A/D) conversions are performed at a sampling interval of 100 Hz by 12 bit A/D conversion system. Those converted time series data are therefore used to obtain the AR power spectral densities (PSDs) in the frequency domain.
The optimal model, which can represent on-line mechanical dynamics of ULJIN reactor core, is selected as AR(12) model by the Akaike Information Criterion(AIC) method and the F-test method; Both of the calculation results, the AIC result and the F-test method; Both of the same value in the estimation of optimal model order. Therefore, the vibration information natural frequencies and damping ratios etc. of core support barrel(CSB) in the reactor vessel is derived from the AR(12) model equation subsequently.
While, for the validation of this noise analysis program, conventional Fourier spectrum analysis is performed first. Through this analysis, it is verified that two patterns of noise spectra obtained by the AR method and the FFT method are nearly identical. Additionally, the mechanism of CSB vibration can also be estimated from the coherence analysis between excore detector signals.
Next, a comprehensive structural analysis based on the mechanical design data such as the material properties and the configuration of CSB in the ULJIN reactor vessel is performed with the ANSYS computer code. The ANSYS code is a powerful code widely used in the finite element method(FEM) analysis. From the results of ANSYS calculation, it is also verified that the eigen values (natural frequencies) and the vibration modes of CSB appear similarly with the previous calculation results.
Finally, an ex-core sensitivity analysis based on the one dimensional(1-D) transport theory is performed with the ANISN computer code. Through the static shielding analysis with the ANISN code, detecting possibility of ex-core detector to CSB movements could be justified indirectly. Consequently, it is concluded that the noise analysis computer program suggested in this thesis is adaptable for the vibration monitoring of PWR core, specially in the same type of ULJIN nuclear power plant, effectively.
가압 경수형 원자로심의 가동중 진동 상태를 감시할 수 있는 통계적 자동회귀 잡음해석 컴퓨터 프로그램을 개발하였다. 제시된 원자로심의 진동 모델 변수를 계산하는 컴퓨터 프로그램의 기본 알고리즘은 두 부분, 즉선형 최소자승 계산부분과 가우스-뉴톤 반복 계산부분으로 구성되어있다. 특히, 둘째 단계 변수계산 과정에서 도입된 가우스-뉴톤 반복 계산 부분은 운전중인 원자로 출력의 비선형성 조건을 고려한 것으로 가압 경수로 잡음해석 분야에서 최초로 시도된 것이다.
원자로 잡음 신호들은 최대 출력 운전중인 울진 원전 1 호기의 노 외 중성자 계측 찬넬로부터 녹음하였다. 아나로그 신호들은 12 bit A/D변환기를 사용하여 100 Hz 간격의 디지틀 데이터로 변환한 후 이들 변환된 시계열 데이터들로부터 주파수 영역의 전력밀도함수를 계산 하였다.
가동중인 울진 원자로의 기계적 동 특성을 대표할 수 있는 최적의 모델은 AIC 방법과 F-test 방법에 의하여 AR(12) model로 선정하였다. 이들 두 방법에 의한 계산 결과는 최적 모델의 추정에 있어서 동일한 값을 나타내었다. 따라서, 울진 원자로 용기 내 노심지지관의 공진 주파수와 감쇄계수 등과 같은 진동정보는 AR(12) 모델식으로부터 구한 값들이다.
한편, 본 실험에 적용된 잡음 해석 컴퓨터 프로그램의 검증을 위하여Fourier 변환기에 의한 원자로 잡음 스펙트럼을 독립적으로 구한 결과, 이들 원자로 잡음 스펙트럼(자동회귀 방법과 FFT 방법에 의해 각각 구한 주파수스펙트럼)의 형태가 거의 일치함을 확인하였다. 이외에도, 노심지지관의 진동내용은 검출기 신호간의 상관성 분석에 의하여 추정할 수 있었다. 다음으로, ANSYS 컴퓨터 코드를 사용하여 울진 원자로 용기 내의 노심지지관의 기계적 진동에 관한 심층적인 구조물 해석을 수행하였다. ANSYS코드는 유한요소법에 의거하여 구조물 해석을 수행하는 컴퓨터 코드이다. ANSYS 코드의 계산 결과, 노심지지관의 진동 주파수와 진동 모드가 원자로잡음 스펙트럼 및 상관성 분석 내용과 일치함을 확인할 수 있었다.
최종적으로, 일 차원 차폐계산 코드인 ANISN 코드를 사용하여 노심지지관의 이동 거리에 대한 노외 계측기의 민감도 분석을 실시 하였으며, 그 결과로서 노심 지지관의 미소 진동시 예상되는 투과 중성자 속의 변화분도노외 검출기에 의해 충분히 측정될 수 있음을 입증하였다.
이상과 같은 결과로서, 본 논문에서 제시된 잡음해석 전산 프로그램은 울진 원전과 같은 가압경수형 원자로심의 진동상태를 분석하는데 효율적으로 활용되어 질 수 있을 것으로 기대되어진다.
