KR101789135B1 - 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 - Google Patents

안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 Download PDF

Info

Publication number
KR101789135B1
KR101789135B1 KR1020160142092A KR20160142092A KR101789135B1 KR 101789135 B1 KR101789135 B1 KR 101789135B1 KR 1020160142092 A KR1020160142092 A KR 1020160142092A KR 20160142092 A KR20160142092 A KR 20160142092A KR 101789135 B1 KR101789135 B1 KR 101789135B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
pipe
tank
reactor coolant
pressure equalizing
core
Prior art date
Application number
KR1020160142092A
Other languages
English (en)
Inventor
김영인
신수재
조현준
유승엽
배영민
박기선
Original Assignee
한국원자력연구원
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 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020160142092A priority Critical patent/KR101789135B1/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101789135B1 publication Critical patent/KR101789135B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은, 원자로냉각재계통; 내부에 붕산수를 저장하도록 형성되며, 상기 원자로냉각재계통보다 높은 위치에 배치되는 노심보충탱크; 상기 노심보충탱크의 하부와 상기 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 사고 시, 상기 노심보충탱크 내에 저장된 붕산수가 자연순환에 의해 상기 원자로냉각재계통으로 흐르도록 유로를 제공하는 주입배관; 및 상기 원자로냉각재계통과 상기 노심보충탱크에 상호 연결되고, 상기 노심보충탱크 내부로 삽입되며, 상기 노심보충탱크 내부의 하부에서 상부를 향하여 연장 형성되는 압력평형배관을 포함하고, 사고 시, 상기 주입배관에서 발생하는 붕산수의 유동정체 현상을 완화시키기 위하여, 상기 압력평형배관 상에는 상기 노심보충탱크 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구가 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통을 개시한다.

Description

안전주입계통 및 이를 구비하는 원전{SAFETY INJECTION SYSTEM AND NUCLEAR POWER PLANT HAVING THE SAME}
본 발명은 원자로냉각재계통으로 붕산수를 주입하는 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전에 관한 것이다.
원전산업분야에서 피동잔열제거계통(보조급수계통 또는 잔열제거계통)은 일체형원자로를 포함하여 다양한 원전에서 사고가 발생하는 경우 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다.
한편, 도 1a는 종래의 노심보충탱크(12)를 장착한 일체형원자로(10)의 정상운전 시를 나타낸 개념도이고, 도 1b 내지 도 1d는 종래의 노심보충탱크(12)를 장착한 일체형원자로(10)의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 1a 내지 도 1d를 참조하면, 피동안전계통을 채용한 원자로(10)에서 일반적으로 노심보충탱크(12)가 사용된다. 노심보충탱크(12)는 비냉각재상실사고 시 붕산수를 주입하는 것을 주목적으로 설치되며, 냉각재상실사고 시에도 작동하여 사고 초기에 붕산수를 주입한다. 노심보충탱크(12)는 원자로용기(11)와 압력평형배관(13) 및 주입배관(14)이 연결되어 있으며, 압력평형배관(13)은 원전 정상운전 중에 개방되어 원자로용기(11, 분리형원자로의 경우 원자로냉각재계통)와 소통하며 압력평형을 유지한다. 노심보충탱크(12)로는 원자로냉각재가 흐르지 않으므로 노심보충탱크(12)는 상온상태를 유지한다. 원자로용기(11) 내부에는 노심(11a)와 증기발생기(15)가 배치될 수 있다.
그런데 도 1b를 참조하면, 원자로냉각재계통(11)과 압력평형을 유지시켜 주기 위한 노심보충탱크(12)의 압력평형배관(13)으로는 작동초기에는 격리밸브(14a)가 개방되어 많은 증기가 흘러 들어가 스파저(13a)를 통해 응축되면서 노심보충탱크(12) 상부에 고온의 성층화된 유동층을 형성하고, 성층화가 형성된 후에는 원자로냉각재계통(11)과 압력평형을 유지시키기 위한 소량의 증기가 유입 또는 유출된다. 압력평형이 형성된 이후에는 소량의 증기가 유출입하거나 증기가 정체되어 있을 수 있으므로 압력평형배관(13) 내부에서는 증기가 응축되어 응축수가 형성될 수 있다. 또한 노심보충탱크(12)로부터 붕산수가 주입되면서 원자로냉각재계통(11)의 수위가 상승함에 따라 압력평형배관(13)의 입구까지 수위가 형성되어 증기의 흐름을 방해할 수 있다. 이러한 현상에 의해 압력평형배관 내부의 유동이 정체되고 이 영향으로 붕산수 주입 성능이 감소할 수 있다. 일반적으로 이러한 현상을 고려하여 압력평형배관(13)은 적절한 기울기를 갖도록 배치하여 응축수의 누적을 예방한다.
사고 후 도 1b의 과정을 거치면서 원자로냉각재계통(11)으로 붕산수가 주입되고 원자로냉각재계통(11)의 수위도 점차 상승할 수 있다. 원자로냉각재계통(11)으로부터 증기가 아닌 원자로냉각수가 압력평행배관(13)으로 유입되는 경우에는 도 1a 도시된 바와 같이 종래의 압력평행배관(13)이 모두 단상의 원자로냉각수로 채워지어야 냉각수의 사이펀 현상에 의한 자연순환 유동이 형성될 수 있다.
그러나 도 1c에 도시된 바와 같이 종래의 압력평형배관(13) 상부에는 증기가 채워져 있으므로, 사어펀 현상이 방해를 받아 수두차(H2,H1)가 거의 유사해지면서 (밀도차를 고려한 수두차) 원자로냉각수 또는 증기 유입이 차단되고 유동정체(flow stagnation) 현상이 나타나 붕산수 주입성능이 저하될 수 있다.
또한, 도 1d에 도시된 바와 같이 압력평형배관(13)에 응축수가 누적되는 경우 원자로냉각재계통(11)이 냉각되어 원자로냉각재계통(11)의 수위가 압력평형배관(13)의 입구 수위가 이하로 감소하여도 일시적으로 노심보충탱크(12)와 평형상태가 형성되어 유동정체(flow stagnation) 현상이 해소되지 않아 붕산수 주입성능이 저하될 수 있다.
본 발명의 일 목적은, 원전의 사고 시 노심보충탱크에 저장된 붕산수의 유동정체 현상을 완화하도록 구성되는 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전에 관한 것이다.
이와 같은 본 발명의 해결 과제를 달성하기 위하여, 본 발명의 안전주입계통은, 원자로냉각재계통; 내부에 붕산수를 저장하도록 형성되며, 상기 원자로냉각재계통보다 높은 위치에 배치되는 노심보충탱크; 상기 노심보충탱크의 하부와 상기 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 사고 시, 상기 노심보충탱크 내에 저장된 붕산수가 자연순환에 의해 상기 원자로냉각재계통으로 흐르도록 유로를 제공하는 주입배관; 및 상기 원자로냉각재계통과 상기 노심보충탱크에 상호 연결되고, 상기 노심보충탱크 내부로 삽입되며, 상기 노심보충탱크 내부의 하부에서 상부를 향하여 연장 형성되는 압력평형배관을 포함하고, 사고 시, 상기 주입배관에서 발생하는 붕산수의 유동정체 현상을 완화시키기 위하여, 상기 압력평형배관 상에는 상기 노심보충탱크 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구가 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통을 개시한다.
아울러 본 발명은, 원자로냉각재계통; 내부에 붕산수를 저장하도록 형성되며, 상기 원자로냉각재계통보다 높은 위치에 배치되는 안전주입탱크; 상기 안전주입탱크의 하부와 상기 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 사고 시, 상기 안전주입탱크 내에 저장된 붕산수가 자연순환에 의해 상기 원자로냉각재계통으로 흐르도록 유로를 제공하는 주입배관; 및 상기 원자로냉각재계통과 상기 노심보충탱크에 상호 연결되고, 상기 안전주입탱크 내부로 삽입되며, 상기 안전주입탱크 내부의 하부에서 상부를 향하여 연장 형성되는 압력평형배관을 포함하고, 사고 시, 상기 주입배관에서 발생하는 붕산수의 유동정체 현상을 완화시키기 위하여, 상기 압력평형배관 상에는 상기 안전주입탱크 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구가 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통을 개시한다.
본 발명에 의하면, 노심보충탱크를 장착한 안전주입계통에 있어서, 노심보충탱크 내부로 삽입되며 노심보충탱크 내부의 하부에서 상부를 향하여 연장 형성되는 압력평형배관과, 원전의 사고 시 주입배관에서 발생하는 유동정체 현상을 완화시키기 위하여 압력평형배관 상에 노심보충탱크 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구가 형성된다. 이러한 구성에 따르면, 다량의 증기가 공급되는 경우에는 대부분 압력평형배관의 스파저를 통해 방출되어 노심보충탱크 상부에 고온의 성층화된 유동층의 형성을 용이하게 하면서도, 압력평형이 형성되어 붕산수가 원자로냉각재계통으로 공급되는 상태에서도 압력평형배관 측면 복수의 유로구를 따라 지속적으로 소량의 증기가 공급되고 응축되면서 노심보충탱크 수위를 증가시켜 증기 압력평형 자연순환 유동에 의한 붕산수 주입 성능을 향상시키고, 압력평형배관에 일정량의 증기가 지속적으로 흐르도록 하여 유로정체 현상의 출현을 완화할 수 있다.
또한, 원자로냉각재계통의 수위가 압력평형배관 수위까지 상승하는 경우는 압력평형배관의 복수의 유로구를 통해 사이펀 현상에 의한 원자로냉각재의 단상 자연순환 유동이 형성되면서 적정량의 붕산수를 공급할 수 있으며, 원자로냉각재계통의 수위가 압력평형배관 수위 이하로 다시 감소하는 경우에는 압력평형배관 유로로 증기가 다시 유입되면서 증기 압력평형 자연순환 유동에 의한 붕산수 주입 기능이 조기에 회복될 수 있다.
도 1a는 종래의 노심보충탱크를 장착한 일체형원자로의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 1b 내지 도 1d는 종래의 노심보충탱크를 장착한 일체형원자로의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 2a는 본 발명의 일 실시예에 따른 노심보충탱크를 장착한 원전의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 2b는 내지 도 2e는 도 2a에 도시된 노심보충탱크를 장착한 원전의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 3a는 본 발명의 일 실시예에 따른 노심보충탱크를 장착한 원전의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 3b는 내지 도 3e는 도 3a에 도시된 노심보충탱크를 장착한 원전의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 4은 본 발명의 다른 실시예에 따른 노심보충탱크를 장착한 원전의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 5은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 노심보충탱크를 장착한 원전의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
이하, 본 발명에 관련된 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전에 대하여 도면을 참조하여 보다 상세하게 설명한다.
단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.
서로 다른 실시예라고 하더라도, 앞선 실시예와 동일하거나 유사한 구성요소에는 동일·유사한 도면 부호를 부여하고 이에 대한 중복되는 설명은 생략하기로 한다.
본 명세서에 개시된 실시 예를 설명함에 있어서 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 명세서에 개시된 실시 예의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 상세한 설명을 생략한다.
첨부된 도면은 본 명세서에 개시된 실시 예를 쉽게 이해할 수 있도록 하기 위한 것일 뿐, 첨부된 도면에 의해 본 명세서에 개시된 기술적 사상이 제한되지 않으며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
이하, 노심보충탱크에 관한 설명은 원자로냉각재계통으로 붕산수를 주입시키는 안전주입탱크에도 동일하게 적용될 수 있으므로 안전주입탱크에 관한 설명은 노심보충탱크에 관한 설명으로 대신한다.
도 2a는 본 발명의 일 실시예에 따른 노심보충탱크(120)를 장착한 원전(20)의 정상운전 시를 나타낸 개념도이고, 도 2b는 내지 도 2e는 도 2a에 도시된 노심보충탱크를 장착한 원전(20)의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 2a 내지 도 2e를 참조하면, 안전주입계통(100)은 원자로냉각재계통(110), 노심보충탱크(120), 주입배관(130), 압력평형배관(140)을 포함한다.
우선 원전(20)은 도시된 바와 같이 증기발생기(110b) 등의 주요기기가 원자로냉각재계통 내부에 설치되는 일체형 원전으로 구성될 수 있다. 상기 증기발생기(110b)는 1차계통과 2차계통의 압력경계를 형성하며, 1차계통수가 한쪽 유로로 2차계통수가 나머지 한쪽 유로로 흐르며 열이 전달된다. 원자로냉각재(고온, 1차계통수)는 냉각되고, 급수(저온, 2차계통수)는 열을 전달받아 증기를 생산하고 생산된 증기는 터빈으로 공급되어 전기를 생산하도록 구성된다.
원자로냉각재계통(110)의 내부에는 도시된 바와 같이 핵분열에 의해 열을 생산하는 노심(110a)이 배치된다.
노심보충탱크(120)는 내부에 붕산수를 저장하도록 형성되고, 원자로냉각재계통(110)보다 높은 위치에 배치될 수 있다. 노심보충탱크(120)는 반구형 또는 원통형으로 형성될 수 있다. 상기 붕산수는 예를 들어, 농도 약 4400 ppm 정도로 이루어질 수 있으며, 중성자를 흡수하여 핵반응을 억제해 주는 효과를 갖는다.
주입배관(130)은 노심보충탱크(120)의 하부와 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 원전(20)의 사고 시 노심보충탱크(120) 내에 저장된 붕산수가 중력수두에 의한 자연순환으로 상기 원자로냉각재계통(110)으로 흐르도록 유로를 제공한다.
압력평형배관(140)은 상기 원자로냉각재계통(110)과 노심보충탱크(120)에 상호 연결되고, 노심보충탱크(120) 내부로 삽입되며, 노심보충탱크(120) 내부의 하부에서 상부를 향하여 수직한 형태로 연장 형성될 수 있다. 이를 위하여, 안전주입계통(100)은 노심보충탱크(120) 내부에 위치하는 압력평형배관(140)을 노심보충탱크(120) 내에서 안정적으로 지지하도록 형성되는 압력평형배관 지지대(미도시)를 더 포함할 수 있다.
여기서, 원전(20)의 사고 발생 시 붕산수가 흐르는 상기 주입배관(130)에서 발생하는 붕산수의 유동정체 현상을 완화시키기 위하여, 압력평형배관(140) 상에는 노심보충탱크(120) 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구(150)가 형성될 수 있다. 복수의 유로구(150)는 예를 들어, 도시된 바와 같이 압력평형배관(140)의 측면 상에 형성될 수 있다. 이에 따라, 원전(20)의 사고 초기 후술할 스파저(142)의 기능(고온 유동층 형성)에는 영향을 크게 주지 않으면서도, 붕산수의 유동정체 현상 발생을 차단하며, 단상 자연순환 유동 형성 시 적절한 유량을 확보할 수 있다.
한편, 노심보충탱크(120) 내부에 배치되는 압력평형배관(140)의 단부에는, 유로구(150)와 이격 배치되며 원전(20)의 사고 시 노심보충탱크(120) 내로 유입되는 증기를 고르게 분사시키도록 이루어지는 스파저(142)가 형성될 수 있다. 이에 따라, 원전(20)의 사고 시 노심보충탱크(120) 내로 증기가 유입될 때, 증기를 고르게 분사되어 고온의 성층화된 유동층을 조기에 형성시켜줄 수 있다. 증기는 차가운 물과 만날 때 응축되는 현상이 있으므로 증기 응축 현상이 발생하는 상황에서는 증기가 응축되면서 압력이 감소하므로 압력평형이 형성되지 않는다. 따라서, 스파저(142)를 통해 성충화된 고온 유동층을 조기에 형성시켜 압력평형 및 중력 주입을 용이하게 만들어 줄 수 있다.
또한, 상기 압력평형배관(140)의 유로는 원전(20)의 정상운전 시, 사고 시 모두 개방된 상태로 형성되며, 상기 주입배관(130)의 유로 상에는 원전(20)의 정상운전 시 폐쇄되고, 원전(20)의 사고 시에는 개방되도록 구성되는 격리밸브(131)가 설치될 수 있다. 한편, 상기 안전주입계통(100)에서 노심보충탱크(120) 대신 안전주입탱크가 채용되는 경우, 상기 압력평형배관(140)의 유로 상에는 원전(20)의 정상운전 시 폐쇄되며, 사고 시 개방되도록 구성되는 격리밸브(미도시)가 설치되고, 상기 주입배관(130)의 유로 상에는 상기 안전주입탱크에 저장된 붕산수가 상기 원자로냉각재계통으로 유입되는 방향으로 유로를 개방하는 체크밸브(미도시)가 설치되어 구성될 수 있다.
이하, 원전(20)의 정상운전 시와 사고 시 안전주입계통(100)의 운전에 대하여 설명한다.
먼저, 도 2a에 도시된 바와 같이 원전(20)의 정상운전 시에는 노심보충탱크(120)는 주입배관(130)의 격리밸브(131)가 닫힌 상태로 대기상태에 있으며, 원자로냉각재계통(110)의 붕산 농도보다 높은 저농축 붕산수(붕산농도 약 4400 ppm)가 채워져 있다.
노심(110a)에서 핵분열에 의해 열이 발생하여 원자로냉각재로 전달되고, 원자냉각재는 원자로냉각재펌프(미도시)에 의해 강제 순환되어 증기발생기(110b)의 1차 유로로 공급되며, 증기발생기(110b)의 2차 유로로는 급수가 공급된다. 원자로냉각재는 급수로 열을 전달하고 냉각되어 다시 노심(110a)으로 순환하고, 급수는 열을 전달받아 증기로 변해 터빈(미도시)으로 공급되고 상기 터빈에서는 전기가 생산된다. 원자로 노심(110a)의 핵분열 반응도는 제어봉 및 원자로냉각재계통의 붕산 농도에 의해 제어된다.
다음으로, 원전(20)의 사고 발생 시, 이하 설명에서는 비냉각재상실사고 예를 들어, 상기 터빈의 정지, 상기 원자로냉각재펌프의 정지, 급수관 또는 증기관의 파단사고를 예를 들어 설명하기로 한다.
비냉각재상실사고가 발생하면 피동잔열제거계통과 같은 안전계통의 작동신호가 발생하여 원자로냉각재계통(110)을 냉각한다.
도 2b에 도시된 바와 같이, 원자로냉각재계통(110)이 냉각되면서 원자로냉각재계통(110)의 수위, 온도, 압력 등이 감소하여 기설정 압력에 도달하면 관련신호에 따라 노심보충탱크(120)의 격리밸브(131)가 개방되고, 증기가 공급되면서 압력평형이 형성되며, 노심보충탱크(120)로부터 붕산수가 주입된다. 보다 구체적으로, 사고 초기에 원자로냉각재계통(110)이 냉각 또는 냉각수 방출되면서 압력평형배관(140)을 따라 증기가 공급되어 노심보충탱크(120) 상부에 성층화된 고온 유동층이 형성된 후, 중력에 의해 붕산수가 주입되고, 고온 유동층 형성과정에서는 증기 유속이 빠르고 붕산수 주입단계에서는 증기 유속이 감소한다.
다음 도 2c를 참조하면, 사고 중반에 붕산수가 주입되어 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140)까지 회복되면, 정체유동에 의해 증기 유입이 차단되나 수두차(H2, H1)가 같아져야 평형상태를 유지할 수 있다. 그러나, 압력평형배관(140) 측면에 복수의 유로구(150)가 형성되어 있어 수두차(H2)가 유지되지 않도록 이루어진다.
이후 도 2d를 참조하면, 붕산수가 공급되면서 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140)까지 회복되면, 원자로냉각재의 단상 자연순환에 의한 붕산수 주입이 개시된다. 한편, 도 2c의 상태는 유지될 수 없고, 원자로냉각재의 단상 자연순환 유동이 형성된다. 순환유동에 의해 고온의 원자로냉각재가 노심보충탱크(120)로 유입되고, 노심보충탱크(120)의 저온의 냉각수가 원자로냉각재계통(110)으로 주입된다.
마지막으로, 도 2e를 참조하면, 피동잔열제거계통에 의한 열제거가 계속되면서 원자로냉각재계통(110)의 수위, 온도, 압력 등이 감소하여 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140) 이하로 감소하면 압력평형배관(140)으로 증기가 공급되고 붕산수가 중력에 의해 원자로냉각재계통(110)으로 주입된다.
한편, 원자로냉각재계통(110)의 냉각과 노심보충탱크(120)로부터 붕산수 주입량의 관계에 따른 원자로냉각재계통(110)의 수위변화에 따라 위에서 설명한 도 2d와 도 2e의 과정이 반복되면서 붕산수의 주입이 지속적으로 이루어진다.
이상에서 설명한 본 발명에 의하면, 노심보충탱크(120)를 장착한 안전주입계통(100)에 있어서, 노심보충탱크(120) 내부로 삽입되며 노심보충탱크(120) 내부의 하부에서 상부를 향하여 연장 형성되는 압력평형배관(140)과, 원전(20)의 사고 시 주입배관(130)에서 발생하는 유동정체 현상을 완화시키기 위하여 압력평형배관(140) 상에 노심보충탱크(120) 내부와 연통하도로 소정 간격 이격 배치되는 복수의 유로구(150)가 형성된다. 이러한 구성에 따르면, 다량의 증기가 공급되는 경우에는 대부분 압력평형배관(140)의 스파저(142)를 통해 방출되어 노심보충탱크(120) 상부에 고온의 성층화된 유동층의 형성을 용이하게 하면서도, 압력평형이 형성되어 붕산수가 원자로냉각재계통(110)으로 공급되는 상태에서도 압력평형배관(140) 측면 복수의 유로구(150)를 따라 지속적으로 소량의 증기가 공급되고 응축되면서 노심보충탱크(120) 수위를 증가시켜 증기 압력평형 자연순환 유동에 의한 붕산수 주입 성능을 향상시키고, 압력평형배관(140)에 일정량의 증기가 지속적으로 흐르도록 하여 유로정체 현상의 출현을 완화할 수 있다.
또한, 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140) 수위까지 상승하는 경우는 압력평형배관(140)의 복수의 유로구(150)를 통해 원자로냉각재의 단상 자연순환 유동이 형성되면서 적정량의 붕산수를 공급할 수 있으며, 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140) 수위 이하로 다시 감소하는 경우에는 압력평형배관(140) 측면 유로로 증기가 다시 유입되면서 증기 압력평형 자연순환 유동에 의한 붕산수 주입 기능이 조기에 회복될 수 있다.
즉, 본 발명은 노심보충탱크(120) 또는 압력평형식 안전주입탱크의 압력평형배관(140)에서의 유동정체 현상의 출현 가능성을 배제하여 보다 안정적으로 붕산수 주입 기능을 수행할 수 있도록 개선한 것으로 본 발명의 기술을 적용하면 보다 안정적으로 피동안전계통을 구성하여 원전(20) 안전성을 향상시킬 수 있다.
이하, 본 발명의 다른 실시예들에 따른 안전주입계통(100) 및 이를 구비하는 원전(20)에 대하여 설명한다. 이하 설명에서는 앞서 설명한 안전주입계통(100)과 원전의 구성요소들과 동일·유사한 부분들에 대하여 중복되는 설명은 생략하기로 한다.
먼저, 도 3a는 본 발명의 다른 실시예에 따른 노심보충탱크(120)를 장착한 원전(20)의 정상운전 시를 나타낸 개념도이고, 도 3b는 내지 도 3e는 도 3a에 도시된 노심보충탱크(120)를 장착한 원전(20)의 사고 시를 나타낸 개념도들이다.
도 3a 내지 도 3e를 참조하면, 안전주입계통(100)은 이중관(160)을 더 포함할 수 있다.
이중관(160)은, 압력평형배관(140)에서 상기 복수의 유로구(150)가 형성되는 구간에서 발생하는 증기의 응축 현상을 감소시키도록, 압력평형배관(140)과 소정 거리 이격된 상태에서 상기 압력평형배관(140)을 감싸도록 형성될 수 있다. 이를 위하여 피동안전계통(100)은 이중관(160)과 압력평형배관(140)에 상호 결합되어 상기 이중관(160)을 지지하도록 형성되는 이중관 지지대(미도시)를 더 포함할 수 있다. 또한, 이중관(160) 상에는 도시된 바와 같이 노심보충탱크(120) 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 미세유로구(165)가 형성될 수 있다.
상기 이중관(160)의 구성은 압력평형배관(140) 측면에 형성된 복수의 유로구(150)를 통해 압력강하를 감소시켜 원자로냉각재의 단상 자연순환 유동에 의한 붕산수가 원자로냉각재계통(110)으로 주입되는 상황에서 단일관을 설치한 경우에 비해 자연순환 유동을 크게 감소시키지 않으면서도, 증기평형에 의한 붕산수 주입 상황에서 압력평형배관(140)과 이중관(160) 사이에 고온 유체가 위치하도록 하여 증기 응축 현상이 과도하게 발생하지 않으면서 이중관(160)을 따라 노심보충탱크(120)의 상부로 고온 유체를 유도하여 성층화된 유동 경계층을 증가시켜 보다 안정적으로 붕산수를 주입시킬 수 있다.
이하, 원전(20)의 정상운전 시와 사고 시 상기 이중관(160)을 구비하는 안전주입계통(100)의 운전에 대하여 설명한다.
먼저 도 3a를 참조하면, 원전(20)의 정상 운전 중 격리밸브(131)는 닫히고 압력평형배관(140) 개방되어 원자로냉각재계통(110)과 노심보충탱크(120) 사이에 압력평형을 이룬다. 또한, 노심보충탱크(120)로는 원자로냉각재가 흐르지 않으므로 노심보충탱크는 상온상태를 유지한다.
다음 도 3b를 참조하면, 원전(20)의 사고 초기에 원자로냉각재계통(110)이 냉각 또는 냉각수 방출되면서 압력평형배관(140)을 따라 증기가 공급되어 노심보충탱크(120) 상부에 성층화된 고온 유동층이 형성된 후, 중력에 의해 붕산수가 원자로냉각재계통(110)으로 주입된다. 고온 유동층 형성과정에서는 증기의 유속이 빠르고 붕산수 주입단계에서는 증기 유속이 감소한다.
이때, 이중관(160)과 압력평형배관(140) 사이 유로에서는 증기가 응축되면서 온도가 상승한 유체가 유로를 따라 상승하고 상승 유동에 의해 이중관(160) 측면을 통에 유동이 빨려 올라간다. 노심보충탱크(120)의 상부로 올라가는 고온 유동은 성층화된 고온 유동층에 합류된다.
다음 도 3c를 참조하면, 원전(20)의 사고 중반에 붕산수가 주입되어 원자로냉각재계통(110)의 수위가 압력평형배관(140)까지 회복되면, 압력평형배관(140) 입구로 원자로냉각재가 유입된다. 이 경우에도 도 3c와 같이 수두차(H2, H1)가 적절히 형성되어 정체유동에 의해 증기 유입이 차단되어야 하나, 본 발명에서는 압력평형배관(140)의 측면에 복수의 유로구(150)가 개방되어 있으므로 이러한 불안정한 상태는 유지될 수 없다.
다음으로 도 3d를 참조하면, 상기 도 3c의 상태는 유지될 수 없고, 원자로냉각재의 단상 자연순환 유동이 형성된다. 이중관(160)이 없는 경우보다 이중관(160) 설치 시 미세 유로구(165)를 더 뚫을 수 있어 유로저항을 감소시킬 수 있으므로 단일관을 설치한 경우에 비해 자연순환 유량이 크게 감소하지 않는다. 참고로, 이중관(160) 없이 유로구(150)를 많이 뚫을 경우 응축이 많이 발생하면서 압력이 감소하여 압력평형 형성이 늦게 이루어질 수 있다. 이후, 순환유동에 의해 고온의 원자로냉각재가 유입되고 노심보충탱크(120)의 저온의 냉각수가 원자로냉각재계통(110)으로 주입된다.
마지막으로 도 3e를 참조하면, 상기 도 3d의 상태 이후 원자로냉각재계통(110)이 더 냉각되어 압력평형배관(140) 이하까지 수위가 감소함에 따라 압력평형배관(140)의 냉각수가 배출되고 다시 증기가 공급되면서 증기 압력 평형에 의해 붕산수가 주입된다.
한편, 도 4은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 노심보충탱크(120)를 장착한 원전(20)의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 4를 참조하면, 상기 이중관(160)의 측면에 복수의 미세유로구(165)가 형성되지 않으며, 이중관(160)의 일단부인 하단부가 노심보충탱크(120) 내부와 연통하도록 형성될 수 있다. 이를 위하여 이중관(160)의 하단부에는 노심보충탱크(120) 내부와 연통하는 하단 유로부(167)가 형성될 수 있다. 또한, 이중관의 상단부 또한 노심보충탱크(120) 내부와 연통하도록 개방된 상태로 형성될 수 있다.
한편, 도 5은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 노심보충탱크(120)를 장착한 원전(20)의 정상운전 시를 나타낸 개념도이다.
도 5를 참조하면, 도 4에 도시된 이중관(160)과 달리 노심보충탱크(120) 내부와 연통하는 상기 하단 유로부(167)가 이중관(160)의 하단 측면 상에 더 형성되는 실시예를 개시한다.
구체적으로, 도 4에 도시된 이중관(160)과 달리 노심보충탱크(120) 내부와 연통하는 상기 하단 유로부(167)를 이중관(160)의 하단 측면 상에 더 형성시킴으로써, 도 3에 비해 측면의 증기 응축에 의한 압력 감소를 줄여주면서도 도 4에 비해 유로저항을 감소시킬 수 있다.
20 : 원전 100 : 안전주입계통
110 : 원자로냉각재계통 120 : 노심보충탱크
130 : 주입배관 140 : 압력평형배관
150 : 복수의 유로구 160 : 이중관

Claims (11)

  1. 원자로냉각재계통;
    내부에 붕산수를 저장하도록 형성되며, 상기 원자로냉각재계통보다 높은 위치에 배치되는 노심보충탱크;
    상기 노심보충탱크의 하부와 상기 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 사고 시, 상기 노심보충탱크 내에 저장된 붕산수가 자연순환에 의해 상기 원자로냉각재계통으로 흐르도록 유로를 제공하는 주입배관; 및
    일측이 상기 원자로냉각재계통과 연결되고, 타측이 상기 노심보충탱크의 하단부를 관통하여 상기 노심보충탱크의 내부로 삽입되며 상기 노심보충탱크 내의 하단부에서 상단부까지 수직하게 연장되는 압력평형배관을 포함하고,
    상기 압력평형배관은,
    상기 압력평형배관 중 수직하게 연장된 부분에 상하방향으로 이격 배치되어 상기 노심보충탱크의 내부와 상기 압력평형배관을 연통시킴에 따라, 사고 시 압력평형배관의 유동 정체 현상을 해소하는 복수의 유로구를 포함하고,
    상기 압력평형배관에서 상기 유로구가 형성되는 구간에서 발생하는 증기의 응축 현상을 감소시키도록, 상기 압력평형배관과 소정 거리 이격된 상태에서 상기 압력평형배관을 감싸도록 형성되는 이중관을 더 포함하는 안전주입계통.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 노심보충탱크 내부에 배치되는 상기 압력평형배관의 단부에는, 상기 유로구와 이격 배치되며 사고 시 상기 노심보충탱크 내로 유입되는 증기를 고르게 분사시키도록 이루어지는 스파저가 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 압력평형배관의 유로는 정상운전 시 및 사고 시 개방된 상태로 형성되고,
    상기 주입배관의 유로 상에는 정상운전 시 폐쇄되며, 사고 시 개방되도록 구성되는 격리밸브가 설치되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  4. 삭제
  5. 제1항에 있어서,
    상기 이중관 상에는 상기 노심보충탱크 내부와 연통하도록 소정 간격 이격 배치되는 복수의 미세유로구가 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  6. 제1항에 있어서,
    상기 이중관의 일단부와 타단부 중 적어도 하나는 상기 노심보충탱크 내부와 연통하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 노심보충탱크 내부에 위치하는 상기 압력평형배관을 상기 노심보충탱크 내에서 지지하도록 형성되는 압력평형배관 지지대를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 이중관과 상기 압력평형배관에 상호 결합되어 상기 이중관을 지지하도록 형성되는 이중관 지지대를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  9. 원자로냉각재계통;
    내부에 붕산수를 저장하도록 형성되며, 상기 원자로냉각재계통보다 높은 위치에 배치되는 안전주입탱크;
    상기 안전주입탱크의 하부와 상기 원자로냉각재계통에 상호 연결되어 사고 시, 상기 안전주입탱크 내에 저장된 붕산수가 자연순환에 의해 상기 원자로냉각재계통으로 흐르도록 유로를 제공하는 주입배관; 및
    일측이 상기 원자로냉각재계통과 연결되고, 타측이 상기 안전주입탱크의 하단부를 관통하여 상기 안전주입탱크의 내부로 삽입되며 상기 안전주입탱크 내의 하단부에서 상단부까지 수직하게 연장되는 압력평형배관을 포함하고,
    상기 압력평형배관은,
    상기 압력평형배관 중 수직하게 연장된 부분에 상하방향으로 이격 배치되어 상기 안전주입탱크의 내부와 상기 압력평형배관을 연통시킴에 따라, 사고 시 압력평형배관의 유동 정체 현상을 해소하는 복수의 유로구를 포함하고,
    상기 압력평형배관에서 상기 유로구가 형성되는 구간에서 발생하는 증기의 응축 현상을 감소시키도록, 상기 압력평형배관과 소정 거리 이격된 상태에서 상기 압력평형배관을 감싸도록 형성되는 이중관을 더 포함하는 안전주입계통.
  10. 제9항에 있어서,
    상기 압력평형배관의 유로 상에는 정상운전 시 폐쇄되며, 사고 시 개방되도록 구성되는 격리밸브가 설치되고,
    상기 주입배관의 유로 상에는 상기 안전주입탱크에 저장된 붕산수가 상기 원자로냉각재계통으로 유입되는 방향으로 유로를 개방하는 체크밸브가 설치되는 것을 특징으로 하는 안전주입계통.
  11. 사고 시 원자로냉각재계통으로 붕산수를 주입시키도록 구성되는 안전주입계통을 포함하는 원전에 있어서,
    상기 안전주입계통은, 제1항 내지 제3항, 제5항 내지 제10항 중 어느 한 항의 안전주입계통인 것을 특징으로 하는 원전.
KR1020160142092A 2016-10-28 2016-10-28 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 KR101789135B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020160142092A KR101789135B1 (ko) 2016-10-28 2016-10-28 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020160142092A KR101789135B1 (ko) 2016-10-28 2016-10-28 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR101789135B1 true KR101789135B1 (ko) 2017-10-25

Family

ID=60299846

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020160142092A KR101789135B1 (ko) 2016-10-28 2016-10-28 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101789135B1 (ko)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107910076A (zh) * 2017-12-15 2018-04-13 厦门大学 核反应堆非能动平衡***及核反应堆非能动平衡方法
CN108962407A (zh) * 2018-06-13 2018-12-07 上海核工程研究设计院有限公司 一种先进堆芯补水箱结构
RU2728279C1 (ru) * 2019-12-26 2020-07-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов
CN114038588A (zh) * 2021-11-05 2022-02-11 中广核研究院有限公司 核电站严重事故应对***、方法和核电站

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2977234B2 (ja) * 1989-06-26 1999-11-15 ウエスチングハウス・エレクトリック・コーポレーション 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置
JP2009517639A (ja) 2005-11-29 2009-04-30 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 注入系および付属する運転方法
KR101463441B1 (ko) 2013-05-31 2014-11-21 한국원자력연구원 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2977234B2 (ja) * 1989-06-26 1999-11-15 ウエスチングハウス・エレクトリック・コーポレーション 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置
JP2009517639A (ja) 2005-11-29 2009-04-30 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 注入系および付属する運転方法
KR101463441B1 (ko) 2013-05-31 2014-11-21 한국원자력연구원 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107910076A (zh) * 2017-12-15 2018-04-13 厦门大学 核反应堆非能动平衡***及核反应堆非能动平衡方法
CN108962407A (zh) * 2018-06-13 2018-12-07 上海核工程研究设计院有限公司 一种先进堆芯补水箱结构
CN108962407B (zh) * 2018-06-13 2024-02-02 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种先进堆芯补水箱结构
RU2728279C1 (ru) * 2019-12-26 2020-07-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов
CN114038588A (zh) * 2021-11-05 2022-02-11 中广核研究院有限公司 核电站严重事故应对***、方法和核电站

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101789135B1 (ko) 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전
KR102111813B1 (ko) 소형 모듈식 원자로 안전 시스템
KR101389276B1 (ko) 원자로의 피동안전계통
KR101366218B1 (ko) 원자로 및 원자로의 반응로 코어 냉각 방법
US5053190A (en) Water cooled nuclear reactor and pressurizer assembly
US9715948B2 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
US10229762B2 (en) Cooling system of emergency cooling tank and nuclear power plant having the same
US10325688B2 (en) Passive heat removal system for nuclear power plant
KR101785460B1 (ko) 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전
US10319481B2 (en) Passive containment spray system
KR101447028B1 (ko) 다단 안전주입 장치 및 이를 구비하는 피동안전주입계통
CN103903659A (zh) 浮动核电站非能动余热排出***
US20090060112A1 (en) Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same
CN109147969A (zh) 核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却***
KR20140102535A (ko) 다단 안전주입 장치 및 이를 구비하는 피동안전주입계통
KR101250479B1 (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
JP2016513802A (ja) 調整された受動的緊急炉心冷却(ecc)フローを有する燃料交換用水タンク(rwst)
KR101463441B1 (ko) 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통
JPH0659076A (ja) 加圧水型原子炉の残留出力除去装置
CN108447570B (zh) 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出***
KR101456575B1 (ko) 내장형 붕산주입 시스템
KR101404955B1 (ko) 액체금속을 이용한 원자로 외벽 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 외벽 냉각시스템
KR100306123B1 (ko) 가압기에 연결된 압력균형관을 구비한 노심보충수탱크
JP2020165660A (ja) Atws対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉
KR102572242B1 (ko) 증기발생기의 냉각재 계통 및 원자력 발전소의 중대 사고 시 증기발생기에 냉각재를 공급하는 방법

Legal Events

Date Code Title Description
AMND Amendment
E601 Decision to refuse application
AMND Amendment
X701 Decision to grant (after re-examination)
GRNT Written decision to grant