KR100300889B1

KR100300889B1 - 가압수형원자로및증기발생기관의누출을완화시키는방법

Info

Publication number: KR100300889B1
Application number: KR1019930011539A
Authority: KR
Inventors: 다니엘조셉맥더모트; 케니쓰조셉스크레이더; 테리리슐츠
Original assignee: 드폴 루이스 에이; 웨스팅하우스 일렉트릭 코포레이션
Priority date: 1992-06-24
Filing date: 1993-06-23
Publication date: 2001-10-22
Also published as: CN1080769A; EP0578392B1; JP3194818B2; US5309487A; DE69313046D1; ES2108224T3; EP0578392A1; CZ124293A3; DE69313046T2; KR940001175A; CN1041569C; CZ283278B6; JPH0666985A

Abstract

가압수형 원자로(1)에서 증기 발생기 관(21)의 파열의 영향은 격납용기 연료공급용 냉각수 저장탱크(35)에 잠겨있는 자동 열제거 장치인 열 교환기(37)를 통해, 증기 발생기(11)내의 공급수 고위 레벨에 응답하여 원자로 냉각재를 변환시킴으로써 1차루프내의 압력을 감소시키는 것에 의해 감소된다. 또한, 원자로 냉각재의 적정량은 노심 보충탱크(43)로부터 냉각재를 원자로 냉각재 시스템의 가압기(31)내의 압력으로 1차루프내 에 공급하는 증기발생기 고위 레벨에 응답하여 유지된다. 증기 발생기 고위 레벨은 또한, 개시 공급수 장치(81)와 화학 및 부피 제어장치(85)를 차단하여 증기헤더(27)내로 범람하는 것을 방지하는데 사용된다.

Description

가압수형 원자로 및 증기 발생기 관의 누출을 완화시키는 방법

제 1 도는 본 발명에 따른 가압수형 원자로의 개략적인 평면도,

제 2 도는 본 발명의 원리를 제 1 도에 도시된 가압수형 원자로에 적용한 것을 도시하는 개략 선도.

* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명

1 : 가압수형 원자로 3 : 원자로 용기

5 : 저장 용기 7 : 노심

9 : 원자로 냉각재 장치 11 : 증기 발생기

13 : 열관 15 : 냉관

21 : 열전달 관 33 : 수동형 안전장치

34 : 수동형 열 제거 장치 35 : 냉각재 저장탱크

37 : 열교환기 75 : 냉각수 레벨 표시장치

81 : 냉각수 공급장치

본 발명은 가압수형 원자로에 관한 것으로, 특히 조작자가 개입할 필요없이 수동형 안전 장치(passive safety system)를 이용하여 증기 발생기 관의 파열을 완화시키는 방법에 관한 것이다.

가압수형 원자로(pressurized water reactor)(PWR) 원자력 발전소에 있어서, 경수 형태의 원자로 냉각재는 노심을 구성하는 연료 깁합체 내에 저장된 연료내에서 제어식 핵분열 반응에 의해 가열되는 원자로의 노심을 통해 순환된다. 가열된 냉각재는 1차 회로(primary circuit)의 저장용기(containment) 내에서 열관(hot leg)을 통해 증기 발생기로 순환된다. 상기 증기 발생기에서, 냉각재는 열전달 관을 통과한 후 냉관(cold leg)을 통해 노심으로 복귀된다. 상기 증기 발생기에서, 열전달 관을 가득 채우는 공급 냉각수는, 2차 회로(secondary circuit)에서 저장용기 외부의 터빈 발전기로 순환되는 증기로 변환되며, 상기 저장용기는 증기를 이용하여 전기를 발생시킨다.

증기 발생기내의 수천개의 열전달 관중 하나에서 누출이 발생되면, 1차 냉각재는 증기 발생기의 2차 측면내의 공급 냉각수내로 누출된다. 이것은 1차-2차 회로 격막의 손상으로 몇가지 불리한 반대의 결과를 초래한다. 우선, 그것은 원자로 냉각 시스템에서 냉각재의 손실을 초래한다. 상기 가압수형 원자로(PWR)는 원자로 냉각재를 저장한 탱크인 가압기 및 1차 회로에서 압력을 유지하는 증기 헤드를 구비한다. 증기 발생기 관의 미세한 파열에 대해, 가압기는 1차 회로내의 압력을 소정 기간동안 유지할 수 있다.

통상적으로, 가압수형 원자로(PWR)는 원자로 냉각재에서 감속재(moderate)의 농도를 조절하며 보충용 냉각재(makeup coolant)를 공급하는 화학적 부피 제어장치를 추가로 구비한다. 통상적으로, 증기 발생기 관이 파열되는 경우에, 화학적 부피 제어장치는 원자로 냉각재의 손실을 보충할 수 있다. 그러나, 이러한 장치는 압력하에서 1차 회로에 냉각재를 보충하므로, 냉각재는 파열부를 통해 연속으로 손실된다.

또한, 가압수형 원자로(PWR)는 냉각재를 소정의 레벨 이하의 압력으로 강하시켜 원자로 내에 주입하는 안전 주입장치를 갖는다. 또한, 가압수형 원자로는 연료 교환용으로 사용되기도 하지만, 중대한 냉각재 손실사고(loss of coolant accident)(LOCA)의 경우에 노심을 범람시키는 역할을 하기도 하는 연료교환용 냉각수 공급탱크를 구비한다.

파열된 증기 발생기 관의 다른 불리한 점은, 냉각수가 증기 발생기의 2차 측면에 범람하는 것이다. 증기 발생기에서 공급 냉각수의 레벨을 조절하는 자동 제어기는, 1차 유체가 증기 발생기의 2차 측면으로 누출되는 경우, 공급 냉각수의 흐름을 차단한다. 그러나 공급 냉각수의 흐름이 차단되더라도, 누출양이 많으면, 1차 냉각재는 증기 발생기의 2차 측면을 충분히 범람할 수 있으며 증기 라인내로 넘쳐 흐를 수 있다. 그 결과, 2차 회로내의 감압 밸브를 통해 방사선이 누출될 수 있다.

일반적으로, 증기 발생기 관이 파열되는 경우에, 발전소 조작자들은 많은 동작을 취해야할 필요가 있다. 우선, 그들은 사건이 발생된 것을 확인해야 한다. 이러한 확인은, 발전소에 설치된 2개 또는 그 이상의 증기 발생기들 간의 상대적 증기 발생기 공급 냉각수 레벨을 관찰하는 것에 의해 달성될 수 있다. 공급 냉각수가 다른 것들 보다도 더 빨리 증가하는 증기 발생기는 결함이 생긴 유닛이다. 또한, 증기 발생기 배출 라인(blow-down line)에서의 방사전 레벨은 상태를 확인하는데 도움을 줄 수 있다. 조작자는 이런 증기 발생기의 메인 증기 라인 독립밸브를 폐쇄하여 결함이 있는 증기 발생기를 차단시켜야만 한다. 그 다음, 원자로는 손상되지 않은 증기 발생기를 사용하여 측면 증기압을 감소시키는 것에 의해 냉각된다. 조작자는 증기를 응축기로 내보내는 증기 우회 제어기의 압력 설정점(pressure set point)을 감소시키거나 증기 발생기 동력 작동식 안전 밸브(relief valve)(들)의 설정점을 감소시킨다. 일단, 원자로가 충분히 (약 28℃ 또는 50℉) 냉각되면, 원자로 압력은 누출이 중단될 분리된 결함 증기 발생기의 압력과 동일하게 감소될 수 있다. 통상적으로, 이것은 조작자가 가압기내의 일부 증기를 응축시켜 압력을 감소시키는 가압기 분무밸브를 개방하는 것에 의해 수행될 것이다.

앞서 설명한 안전 주입장치가 정상적으로 응답하는 것은 사건이 발생되는 동안 고압으로 주입하는 것이다. 그러나, 일단 원자로 압력이 결함 증기 발생기의 압력(전형적으로, 약 75atm, 1100psig)과 동일하게 감소되면, 고압 안전 주입펌프는 자연적으로 그것의 주입이 증가되어 원자로를 다시 가압하게 될 것이다. 증기 발생기 관의 누출을 재개하게 될 이러한 재 가압을 방지하기 위해서는, 안전 주입 펌프를 정지시켜야 한다. 조작자는 고압 주입펌프를 안전하게 정지시켜 안전을 확보하도록 원자로 상태를 주의 깊게 점검해야 할 필요가 있다.

이러한 과정들은 단일 증기 발생기관의 파열에 응답하도록 설계되었다. 통상적으로, 조정기는 다수의 증기 발생기 관이 파열되는 경우에, 즉, 3개 내지 7개 정도의 관이 파열되는 경우에, 발전소의 성능에 관계된다. 현재의 발전소에서 그러한 경우 조작자의 매우 신속한 응답이 요구되기 때문에, 결함 증기 발생기의 과충전이 초래될 수도 있다.

연재 PWR의 수동형 안전장치가 개발중에 있다. 이러한 수동형 안전장치는 펌프와 같은 능동형 요소에 의존하지 않으며, 조작자의 동작을 필요로 하지도 않는다. 본 발명의 출원인에게 양도된 미국 특허 제 4,753,771 호는 가압수형 원자로(PWR)의 수동형 안전장치가 개시되어 있다. 그러한 장치중 하나는 수동형 열 제거장치인데, 그러한 장치는 연료교환용 냉각수 공급 탱크의 저온 냉각재에 잠겨있고 그리고 1차 회로의 열관과 냉관 사이에 연결되는 열교환기("PRHR HX")를 이용한다. 정상 폐쇄밸브(normally closed valse)는 정상 상태하에서 상기 열교환기를 통과하는 흐름을 억제시킨다. 원자로 냉각재의 온도가 소정의 값에 도달할때, 예를 들면 증기 발생기가 충분히 열을 제거하지 못할 경우에, 상기 밸브는 개방되며 원자로 냉각재는 대류에 의해 열교환기를 통해 순환되어 냉각재로부터 붕괴 열(decay heat)을 제거한다. 열교환기(PRHR HX)는, 증기 발생기(5G) 냉각수 레벨이 소정의 레벨로 강하될 때 선택적으로 가동될 수도 있다.

미국 특허 제 4,753,771 호에 개시된 다른 자동 안전 장치는 노심 보충탱크(core make-up tank)이다. 노심 보충탱크(들)는 저온 원자로 냉각재를 저장하며 증기라인을 통해 가압기로부터 공급된 증기에 의해 가압된다. 정상 폐쇄밸브는 노심 보충탱크(들)를 1차 회로와 분리시킨다. 가압기내의 액체 레벨이 소정의 레벨 이하로 강하되면, 상기 밸브는 개방되어 노심 보충탱크(들)를 1차 회로에 연결시킨다. 노심 보충 탱크가 가압기에 장착됨으로써, 이러한 상태하에서 노심 보충 탱크내의 액체 레벨은 냉각재를 1차 회로에 보급하기에 충분한 정도가 될 것이다. 상기 장치는 증기 발생기 관이 파열될 경우 원자로 냉각재의 미소한 손실은 보충할 수 있지만, 가압기내의 레벨이 소정의 레벨로 강하될 때까지의 손실은 보충하지 않는다.

따라서, 증기 발생기 관의 파열을 방지하기 위해 누출을 신속히 차단함과 아울러, 노심의 적절한 연속적인 냉각을 보증하는 개선된 장치 및 방법과, 특히 수동형 안전장치를 이용하여 조작자가 개입할 필요가 없는 장치 및 방법이 필요하다.

이러한 필요성 및 그밖의 다른 필요성들은, 본 발명에서 개시한 증기 발생기의 냉각수 레벨을 감시하여 이러한 상태를 검출하는 것에 의해 증기 발생기 관의 파열의 영향이 완화되는 가압수형 원자로에 의해 충족된다. 증기 발생기 냉각수 레벨이 소정의 높은 레벨에 도달하면, 수동형 열제거 장치는 1차 회로내의 압력을 낮추도록 가동되어 누출을 차단한다. 이와 동시에, 노심 보충탱크의 개별 밸브가 개방되어 원자로 냉각재의 적정량을 유지한다. 이것은 노심 보충탱크의 압력이 가압기로 조절된 1차 회로내의 압력으로 되기 때문에, 1차 회로의 재가압을 초래하지 않는다. 본 발명의 방법은 화학적 부피 제어장치를 분리시키는 단계를 더 포함하며, 그에 따라 1차 회로 압력을 감소시킬 수 있고, 비 안전 개시 냉각수 공급장치(non-safety start-up feed water system)를 차단시켜 증기 라인내로 범람하는 것을 방지한다.

특히, 본 발명은 원자로 용기내의 노심과, 다수의 열전달 관을 갖는 증기 발생기와, 원자로 냉각재를 1차 회로내의 압력하에서 상기 증기 발생기의 상기 노심과 상기 열전달 관을 통해 순환시키는 원자로 냉각재 장치와, 상기 1차 회로에서 원자로 냉각재의 압력을 유지하는 가압기와, 터빈 발전기와, 상기 열전달 관을 채우며, 또 증기발생기의 상부 근처의 증기 헤더를 통해 2차 회로내의 상기 터빈 발전기로 순환되는 증기로 변환되는 공급 냉각수를 상기 증기 발생기에 공급하는 냉각수 공급장치와, 상기 증기 발생기에서 공급 냉각수 레벨을 측정하는 증기 발생기 레벨 표시수단과, 상기 노심의 냉각을 유지하며 저온 냉각재 저장 탱크를 포함하는 수동형 열제거 장치를 구비한 안전장치와, 상기 저온 냉각재 저장탱크에 잠겨있는 열교환기와, 개방시에 상기 열교환기를 통해 상기 1차 회로내의 원자로 냉각재를 전환시켜 붕괴열을 제거하는 1차 밸브수단을 갖는 제 1 배관을 구비하는 가압수형 원자로 증기 발생기에 관한 것으로, 열전달 관의 파열 완화수단이 상기 증기 발생기 공급 냉각수 레벨 표시수단에 의해 측정되는 상기 증기 발생기내의 공급 냉각수의 선택된 고 레벨에 응답하여 상기 제 1 밸브 수단을 개방하는 수단을 포함한다. 또한, 공급 냉각수 신호의 고 레벨은 노심 보충탱크를 원자로 냉각재 장치에 연결하여, 냉각재의 적정량을 유지함과 아울러 수동형 열제거 장치에 의해 압력이 감소되는 것을 허용하고, 또 개시 공급 냉각수 공급 장치와 화학적 부피 제어장치를 차단하기 위해 사용된다.

본 발명은 첨부된 도면과 연관하여, 바람직한 실시예에 대한 다음의 설명으로부터 상세히 이해할 수 있다.

제 1 도와 제 2 도를 참조하면, 본 발명에 사용되는 가압수형 원자로(PWR)(1)는 저장용기(5) 내부에 지지된 원자로 용기(3)를 포함한다. 노심(7)은 원자로 용기(3)의 내부에 지지되며 원자로 냉각재 장치(reactor coolant system)(RCS)(9)에 의해 냉각된다. 상기 원자로 냉각장치(RCS)(9) 또는 1차 회로는 각기 열관(13) 및 한쌍의 냉관(15)을 통해 원자로 용기(3)에 연결된 한쌍의 증기 발생기(11)를 구비한다. 원자로 냉각재 펌프(17)는 경수 형태의 원자로 냉각재를 노심(7)을 통해, 열관(13)에서 증기 발생기(11)로 순환시키고, 그리고 냉관(15)을 통해 원자로 용기(3)로 복귀시킨다.

열관(13)으로부터 유출되는 고온 냉각재는 증기 발생기(11)의 하부에 있는 채널 헤드내의 입구 챔버(19)로 유입되어 U자형 열전달 관을 통과한 후에, 채널 헤드의 유출 챔버(23)내로 전달되며, 냉각재는 상기 유출 챔버(23)로부터 원자로 냉각제 펌프(17)에 의해 압송되어 냉관(15)을 통해 원자로 용기(3)로 되돌아 온다. 정상 냉각수 공급 시스템(도시되지 않음)은 공급 냉각수(25)를 열전달 관(21)을 정상적으로 채우는 레벨로 증기 발생기(11)의 2차 측면으로 공급한다. 열전달 관(21)을 통해 순환되는 원자로 고온 냉각재는 공급 냉각수(25)를 증기로 전환시키고, 상기 증기는 증기 발생기(11)의 상부에 위치한 증기 헤더(steam header)(27)를 통해 2차 회로내의 터빈 발전기(도시되지 않음)로 반송된다. 증기 헤더(27)내의 강압 밸브(29)는 증기를 대기로 방출시키는 것에 의해서 2차 회로내의 과도한 가압을 방지 한다.

다시, 제 1 도를 참조하면, 가압기(31)는 1차 회로내의 압력을 조절한다.

가압수형 원자로(PWR)(1)는 원자로 냉각장치(RCS)의 수동형 안전장치(33)를 구비한다. 상기 수동형 안전장치(33)는 저장용기내의 연료 교환용 냉각재 저장탱크(in containment refueling water storage tank)(IRWST)(35)를 이용하는 수동형 열 제거장치(34)를 갖는다. 상기 IRWST(35)는 연료를 공급하는 동안 정상적으로 사용되는 다량의 저온 냉각재를 수용한다. 수동형 열 제거장치(34)는 IRWST(35)내의 냉각재내에 잠긴 열교환기(37)를 구비한다. 상기 열교환기(37)는 제 1 밸브(41)를 갖는 제 1 배관(39)과 연결되어, 1차 냉각재를 열관(13)으로부터 열교환기(37)를 통해 증기 발생기(11)의 하단부에 있는 헤드 채널의 유출 챔버(23)로 반송하고 그리고 냉관으로 반송함으로써 증기 발생기의 열전달 관(21)을 우회한다. 이러한 수동형 안전장치(33)는 본 명세서에 참고로 인용되는 미국 특허 제 4,753,771 호에 상세히 개시되어 있다. 열교환기(37)와 열관(13) 및 냉관(15)은, 펌프(17)의 작동 없이도 밸브(41)가 개방될 때, 1차 회로내의 고온 냉각재를 수동형 열교환기(37)를 통한 대류에 의해 순환시킬 수 있도록 배치된다.

또한, 수동형 안전장치(33)는 노심 보충탱크(43)를 더 포함한다. 상기 노심 보충탱크(43)는 원자로 냉각재를 저장하며, 라인(45)(간결하게하기 위해 부분적으로 도시됨)을 통해 가압기(31)의 상부내의 증기에 의해 가압된다. 노심 보충탱크(43)는 보충용 냉각재를 제 2 배관(47) 및 제 2 밸브(49)를 통해 가압기(31)로 설정된 압력으로 1차 회로에 공급한다.

또한, 수동형 안전장치(33)는 추가의 원자로 냉각재를 체크 밸브(53) 및 배관(47)을 통해 비교적 저압으로 1차 회로에 공급하는 어큐뮬레이터(accumulator)(51)를 구비한다.

수동형 안전장치(33)의 그밖에 다른 보조 장치로는 자동식 감압장치(55)가 있다. 이러한 보조장치는 연료공급용 냉각재 저장탱크(IRWST)(35)에 설치된 다공 분산관 및 3 세트의 밸브(57, 59, 61)를 갖는다. 상기 밸브 세트는 연속으로 개방되어 가압기(31)로부터 증기를 배출하는 것에 의해 RCS 압력을 낮춘다. 감압의 제 4 단계는 RCS(9)의 압력을 열관(13)에 연결된 라인내의 밸브(63)를 통해 저당용기 내의 주위 압력으로 감소시킨다.

수동형 안전장치(33)는 노심(7)의 냉각을 유지할 수 있도록 작동된다. 수동형 열 제거장치(34)는 가압기(31)에서 낮은 레벨로 가동되어 밸브(41)를 개방하며 원자로 냉각재를 수동형 열교환기(37)를 통해 전환시킨다. 그에 따라, 냉각재의 온도가 감소되어 압력이 감소될 것이다. 또한, 밸브(41)는 증기 발생기 공급 냉각수 레벨이 낮은 상태에서도 작동된다.

노심 보충탱크(43)의 밸브(49, 65)는 가압기(31)에서 저 레벨 신호로 가동되어 냉각재를 가압기(31)에 의해 유지되는 압력으로 RCS에 공급한다. 가압기(31)로 부터 라인(45)을 통해 노심 보충탱크(43)로 공급된 증기압은 노심 보충탱크(43)로 부터 비교적 낮은 유량의 냉각재를 공급한다. 노심 보충탱크(43)로부터의 높은 유량의 냉각재는, 냉각재 손실 사고(LOCA)와 같이 RCS의 보다 많은 양이 손실되는 경우에, 노심 보충탱크(43)를 냉관(15)에 연결하는 밸브(65)의 개방을 통해 얻어진다. RCS에서 압력이 강하됨에 따라, 추가의 냉각재가 체크밸브(53)를 통해 어큐뮬레이터(51)에 의해서 공급된다.

냉각재 손실 사고(LOCA)의 경우에, 자동 감압장치(55)는 밸브(57, 59, 61)의 연속덕인 개방으로 가동되어 가압 증기를 IRWST(35)로 배출시킨다. 감압의 최종단계에서 밸브(63)는 개방되어 RCS 압력을 저장용기내의 주위 압력으로 감소시킨다. RCS의 감압으로, IRWST(35)내의 냉각재는 제 4 배관(67)과 체크밸브(69)를 통해 흘러 원자로 용기(3)에서 넘친다. 원자로 용기에서 넘친 냉각재중의 일부는 증발되어 저장용기(5)의 벽에 응축된 후 섬프(sump)(71)에 모아진다. 냉각재는 상기 섬프로부터 체크 밸브(73)를 통해 원자로 용기로 복귀될 수 있다.

앞서 설명한 바와 같이, 본 발명은 증기 발생기 열전달 관(21)의 파열에 응답하는 장치 및 방법을 제공한다. 이것은 RCS 내의 압력이 증기 발생기(11)의 2차 측면내의 압력보다 높기 때문에 증기 발생기의 2차 측면내로 1차 냉각재의 손실을 초래한다. 증기 발생기(11)는 공급 냉각수 레벨 표시장치(75)를 구비한다. 이것은 4개의 분리 열(trains)(제 2 도에는 하나만 도시됨)을 갖는 안전 등급장치(safety grade system)이다. 원자로 냉각재가 증기 발생기의 2차 측면내로 유출되면, 레벨 표시장치(75)에 의해 검출될 공급 냉각수 레벨이 상승될 것이다. 정상 공급 냉각수 장치(도시되지 않음)는 공급 냉각수 레벨의 이러한 증가에 응답하여 증기 발생기에 대한 공급 냉각수의 보충을 차단할 것이다. 그러나, 공급 냉각수 레벨은 누출로 인해 계속 상승할 것이다. 이러한 상황을 완화시킬 수 있는 아무런 조치도 행하지 않는다면, 공급 냉각수는 증기 헤더(27)내로 넘쳐흘러 감압 밸브(29)를 통해 빠져 나간다.

이러한 점에 있어서, 상술한 수동형 안전장치는 결국 파열된 증기 발생기 관에 응답하게 된다. 가압기(31)의 레벨이 누출로 인해 하강함에 따라, 노심 보충탱크(43)는 RCS(9)에 냉각재를 보충하기 시작한다. 누출이 계속된다면, 노심 보충탱크(43)내의 냉각재의 레벨은 밸브(57)가 개방되어 RCS 내의 붕괴열을 IRWST(35) 내로 방출하게 되는 레벨로 강하된다. IRWST(35)는 RCS내의 압력을 증기 발생기의 2차 측면내의 압력으로 저하시키기 때문에 누출을 방지한다. 그러나, 이것은 상당히 많은 양의 냉각재가 증기 발생기로부터 증기 헤더(27)로 넘쳐 흐를 때까지는 발생되지 않는다.

본 발명은 공급 냉각수가 증기 헤더(27)내로 넘쳐 흐르기 전에 누출을 차단하는데 효과적인 관의 파열에 대한 보다 신속한 대응책을 제공한다. 본 발명에 따라, 증기 발생기 관의 파열 완화 장치(76)는 논리기 유닛(logic unit)(77)을 갖는다. 이것은 4개의 레벨 표시장치(75)중 적어도 2개가, 증기 발생기(11)내의 공급 냉각수 레벨이 증기관의 파열을 나타내는 소정의 고 레벨에 도달한 것을 지시할 때 제어신호를 발생시킨다. 상기 제어 신호는 원자로를 경유하며 밸브(41)를 개방하여 원자로 냉각재를 수공형 열교환기(37)로 전향시키고, 또 증기 발생기 관을 차단시킨다. 1차 냉각재의 이러한 냉각에 의해, RCS 압력이 감소되며, RCS내의 압력이 증기 발생기의 2차 측면내의 압력으로 강하될 때 누출은 차단될 것이다. 논리기 유닛(77)에서 발생된 제어신호는 노심 보충탱크(43)의 밸브(49)를 동시에 개방하여 RCS에 적정량의 냉각재를 유지시킨다. 이것은 노심 보충탱크(43)가 가압기에서 나온 증기에 의해 가압되므로 RCS 내에 압력을 증가시키지 않는다. 가압기(31)로부터 나오는 증기는 냉각재의 온도가 수동형 열교환기(37)에 의해 감소되므로 강하된다.

논리기 유닛(77)으로부터 제어 신호가 동시에 가해져서 개시 공급 냉각수 공급장치(SFWF)(81)를 차단하는 밸브(79)를 폐쇄한다. SFWF(81)는 동작이 개시되는 동안 공급 냉각수를 제어된 저속으로 공급한다. 또한, 이것은 동작중에 주 공급 냉각수 장치가 정지되는 경우, 증기 발생기의 제한된 열 흡수성을 일시적으로 유지하는 비상 공급 냉각수 공급기로도 적합하게 사용된다. 증기 발생기 관의 파열이 발생되는 동안, 중앙 논리기는 결함이 생긴 증기 발생기내로의 공급 냉각수의 흐름을 정상적으로 차단하지만, 이 논리기는 충분하거나 안전한 등급은 아니므로, 그의 고장도 고려해야 한다.

더구나, 증기 발생기에서 공급 냉각수 레벨이 소정의 고 레벨 이상으로 증가할 때, 논리기 유닛(77)에 의해 발생되는 제어 신호 역시, 밸브(83)를 동작시켜 화학적 부피 제어장치(CVCS)(85)를 차단한다. 전술한 바와 같이, 상기 CVCS는 수동형 열교환기가 압력을 낮추려고 시도함에 따라 RCS 내의 압력을 유지하려고 할 것 이다.

본 발명에 따라서, 수동형 열교환기(37)는 노심 보충탱크내의 냉각수 레벨이 수동형 열교환기의 작동을 개시하는 하위점으로 강하될때까지 대기하지 않고, 증기 발생기내의 공급 냉각수의 고 레벨을 신속히 검출할 수 있도록 설치된다. 따라서, RCS 압력이 감소되면, 증기 발생기의 고 레벨의 검출이 신속하게 개시된다. 또한, 노심 보충탱크(43)는 RCS내의 소실된 냉각재를 보충하도록 신속히 동작 개시되는 반면, 압력은 공급 냉각수가 증기헤더(27)내로 넘쳐흐르지 않을 정도로 신속히 감소된다. SFWS(81)와 CVCS(85)가 차단되면, RCS 압력이 증기 발생기의 2차 측면내의 압력으로 저하되기 전에 범람을 일으킬 정도의 냉각재의 공급이 방지된다. 본 발명의 장치가 단일 관의 파열뿐만 아니라, 약 3개 내지 7개 범위에서 여러개의 동시적인 관의 파열에 대한 공급 냉각수의 범람을 충분히 차단하는데 신속하게 작용할 수 있는 것으로 여겨진다.

Claims

원자로 용기(3)내의 노심(reactor core)(7)과, 다수의 열전달 관(21)을 갖는 증기 발생기(11)와, 1차 회로(primary loop)내에서 원자로 냉각재를 압력하에서 상기 노심(7)과 상기 증기 발생기(11)의 열전달 관(21)을 통해 순환시키는 원자로 냉각재 장치(9)와, 상기 1차 회로에서 원자로 냉각재의 압력을 유지하는 가압기(31)와, 터빈 발전기와, 상기 열전달 관(21)을 채우며 그리고 상기 증기 발생기(11)의 상부 근처의 층기 헤더(27)를 통해 2차 회로내의 상기 터빈 발전기로 순환되는 증기로 변환되는 공급 냉각수를 상기 증기 발생기(11)에 공급하는 냉각수 공급장치(81)와, 상기 증기 발생기(11)내의 공급 냉각수의 레벨을 측정하는 증기 발생기 레벨 표시수단(75)과, 상기 노심의 냉각을 유지하며, 또 상기 원자로 용기(3)에 비해 상승된 저온 냉각재 저장탱크(35)를 포함하는 수동형 열제거 장치(passive heat removal system)(34)를 구비하는 안전장치(33)와, 상기 저온 냉각재 저장탱크(35)에 잠겨있는 열교환기(37)와, 상기 열교환기(37)와 상기 가압기(31)를 갖는 1차 회로를 연결하고 개방시에 상기 1차 회로내의 원자로 냉각재를 상기 열교환기(37)를 통해 변환시켜 붕괴열(decay heat)을 제거하는 제 1 밸브수단(41)을 갖는 제 1 배관을 구비한 가압수형 원자로(1)에 있어서,

상기 증기 발생기 공급 냉각수 레벨 표시수단(75)으로 측정되는 상기 증기 발생기(11)내의 공급 냉각수의 선택된 고 레벨에 응답하여 상기 제 1 밸브수단(41)을 개방하는 수단(77)을 구비하는 증기 발생기 열전달 관의 파열 완화수단(76)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로 .
제 1 항에 있어서,

상기 안전장치(33)는 상기 원자로 용기(3)에 비해 상승되어 있고 배관(45)에 의해 상기 가압기(31)와 연결되며 저온 냉각재를 저장하고, 그리고 상기 가압기(31)에 의해 가압되는 노심 보충 탱크수단(core make-up tank means)(43)과, 상기 노심 보충 탱크수단(43)을 상기 1차 회로에 연결하는 제 2 밸브수단(49)을 더 포함하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 증기 발생기(11)내의 공급 냉각수의 상기 선택된 고 레벨에 응답하여 상기 제 2 밸브수단(49)을 개방함으로써, 필요에 따라 저온 냉각재를 상기 1차 회로내로 주입하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
제 2 항에 있어서,

상기 냉각수 공급 냉각수단은 비 안전 개시 공급 냉각수 공급장치(non-safety start-up feed water supply system)(81)와, 상기 비 안전 개시 공급 냉각수 공급장치를 상기 증기 발생기(11)에 연결하는 제 3 밸브수단(79)을 포함하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 공급 냉각수 레벨이 상기 선택된 레벨보다 높을 때, 상기 증기 발생기 레벨 표시수단(75)으로 측정되는 상기 선택된 높은 공급 냉각수 레벨에 응답하여 상기 제 3 밸브수단(79)을 폐쇄하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
제 2 항에 있어서,

상기 안전장치는, 압력하에서 추가의 냉각재를 공급하는 펌프 수단을 구비한 화학적 부피 제어장치(85)와, 개방시에 상기 추가의 냉각재를 압력하에서 1차 회로 내로 주입하는 제 4 밸브수단(83)을 포함하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 증기 발생기 레벨이 상기 선택된 레벨보다 높을 때, 상기 증기 발생기 레벨 표시수단(75)에 응답하여 상기 제 4 밸브수단(83)을 폐쇄하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
제 4 항에 있어서,

상기 냉각수 공급 냉각수단은 비 안전 개시 공급 냉각수 공급장치(81)와, 상기 비 안전 개시 공급 냉각수 공급장치(81)를 상기 증기 발생기(11)에 연결하는 제 3 밸브수단(79)을 구비하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 공급 냉각수 레벨이 상기 선택된 레벨보다 높을 때, 상기 증기 발생기 레벨 표시수단(75)으로 측정되는 상기 선택된 높은 공급 냉각수 레벨에 응답하여 상기 제 3 밸브수단(79)을 폐쇄하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
제 1 항에 있어서,

상기 냉각수 공급 수단은 비 안전 개시 공급 냉각수 공급장치(81)와, 상기 공급장치(81)를 상기 증기 발생기(11)에 연결하는 제 3 밸브수단(79)을 구비하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 공급 냉각수 레벨이 상기 선택된 레벨보다 높을 때, 상기 증기 발생기 레벨 표시수단(75)으로 측정되는 상기 선택된 높은 공급 냉각수 레벨에 응답하여 상기 제 3 밸브수단(79)을 폐쇄하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
제 1 항에 있어서,

상기 안전 장기는 압력하에서 추가의 냉각재를 1차 회로에 공급하는 화학적 부피 제어장치와, 개방시에 상기 추가의 냉각재를 압력하에서 1차 회로내로 주입하는 제 4 밸브수단(83)을 구비하며, 상기 파열 완화수단(76)은 상기 증기 발생기 레벨이 상기 선택된 레벨보다 높을 때 상기 증기 발생기 레벨 표시수단(75)에 응답하여 상기 제 4 밸브수단(83)을 폐쇄하는 수단(77)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로.
원자로 용기(3)내의 노심(reactor core)(7)과, 다수의 열전달 관(21)을 갖는 증기 발생기(11)와, 1차 회로내에서 원자로 냉각재를 상기 노심(7)과 상기 증기 발생기(11)의 열전달 관(21)을 통해 소정 압력하에거 순환시키는 원자로 냉각재 장치(9)와, 상기 1차 회로내에 원자로 냉각재 압력을 유지하는 가압기(31)와, 터빈 발전기와, 상기 열전달 관(21)을 채우며, 또 상기 증기 발생기(11)의 상부 근처에 있는 증기 헤더(27)을 통해 2차 회로내의 상기 터빈 발전기로 순환되는 증기로 변환되는 공급 냉각수를 상기 증기 발생기(11)에 공급하는 냉각수 공급장치(81)와, 상기 증기 발생기(11)내의 공급 냉각수 레벨을 측정하는 증기 발생기 레벨 표시수단(75)을 구비하며, 상기 1차 회로에서 압력이 감소되는 동안 상기 노심(7)의 냉각을 유지하는 것을 포함하는, 가압수형 원자로(1)에서 증기 발생기 관의 누출을 완화시키는 방법에 있어서,

상기 증기 발생기 공급 냉각수 레벨을 감시하는 단계와,

상기 레벨이 소정의 고 레벨보다 높을 때, 상기 1차 회로내의 원자로 냉각재를, 상기 원자로 용기(3)에 비해 상승되어 있고 상기 냉각된 원자로 냉각재를 상기 1차 회로로 복귀시키는 저온 냉각재 저장탱크(35)내에 잠겨 있는 열교환기(37)를 통해 변환시켜, 원자로 냉각재의 압력을 적어도 상기 2차 회로내의 증기압으로 감소시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로내 증기 발생기 관의 누출 완화방법.
제 8 항에 있어서,

상기 가압수형 원자로(1)는 보충용 원자로 냉각재를 압력하에서 1차 회로로 공급하여 상기 1차 회로내의 압력을 유지하는 화학적 부피 제어수단(85)을 포함하며, 상기 증기 발생기 관의 누출을 완화시키는 상기 방법은, 상기 선택된 높은 레벨의 공급 냉각수의 표시에 응답하여 상기 화학적 부피 제어장치(85)를 상기 1차 회로로부터 차단하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는

가압수형 원자로내 증기 발생기 관의 누출 완화방법.
제 8 항에 있어서,

상기 가압수형 원자로(1)는 원자로 냉각재를 압력하에서 상기 1차 회로내로 공급하여 1차 회로의 압력을 유지하는 화학적 부피 제어장치(85)를 구비하고, 상기 냉각수 공급장치(81)는 비 안정 개시 공급 냉각수 공급장치를 포함하며, 상기 증기 발생기 관의 누출을 완화시키는 상기 방법은, 상기 화학 및 부피 제어장치(85)를 상기 1차 회로로부터 차단하는 단계와, 상기 비 안전 개시 공급 냉각수 공급 장치로부터 공급 냉각수의 흐름을 차단하는 단계와, 저온 냉각재를 상기 1차 회로의 현재 압력에서 상기 1차 회로내에 공급하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자로내 증기 발생기 관의 누출 완화방법.