KR102550140B1 - 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템 - Google Patents

과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템 Download PDF

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Abstract

본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 증기를 발생시키는 증기발생기; 상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관; 상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기; 상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관; 상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관; 상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관; 상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며, 상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함할 수 있다.

Description

과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템 {Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus}
본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다.
원자력 발전소의 보조급수계통은 사고 발생시 주급수계통이 가용하지 않는 경우에 원자로 정지 후 원자로냉각재계통을 안전정지상태까지 냉각시키는 역할을 수행한다.
종래의 원자력 발전소의 보조급수계통은 능동형 방식을 사용하였다. 그러나 능동형 방식에서 야기될 수 있는 운전원 실수 및 펌프의 오작동 등을 방지하기 위해 최근 피동형 방식으로 설계가 변경되는 추세이다.
피동형 보조급수계통은 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 증기발생기에서 발생된 증기를 응축기에서 응축시킨 후 증기발생기로 환수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 전원 및 운전원의 조치없이 원자로의 과열을 방지할 수 있는 장점이 있다.
그러나 이와 같은 피동형 보조급수계통은 다음과 같은 문제점이 있다. 원자력발전소 정상운전시 피동형 보조급수계통은 보조급수기동밸브가 닫힌 상태로 유지되므로 열교환기와 밸브 사이에 응축된 물은 대기에 노출되어 있다.
이와 같이 응축된 물은 대기에 노출됨에 따라 온도가 상대적으로 낮으며, 배관의 길이가 길기 때문에 고유량의 급수가 증기발생기로 한번에 공급될 수 있다. 피동형 보조급수계통의 보조급수기동밸브 개방 초기에 저온의 고유량 급수가 한번에 증기발생기로 공급되면, 원자로냉각재계통에 과냉각이 발생할 수 있으며, 이로 인해 불필요한 안전주입이 발생하는 문제점이 있다.
본 발명은 상술한 문제점을 해결하기 위한 것으로, 더욱 상세하게는 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 증기를 발생시키는 증기발생기; 상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관; 상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기; 상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관; 상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관; 상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관; 상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며, 상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함하는 것을 특징으로 하는 것이다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브는 상기 고유량기동밸브 보다 상기 주급수관에 가깝게 설치되며, 상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열릴 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브와 상기 피동응축탱크 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 일 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브는 병렬로 설치되며, 상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열릴 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 일 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 고유량기동밸브와 상기 저유량기동밸브의 개폐를 조절하는 시간 지연부를 더 포함하며, 상기 시간 지연부는, 상기 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브를 열리게 할 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 증기발생기의 수위를 감지하는 수위 감지부와, 상기 수위 감지부에서 감지된 상기 증기발생기의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브에 작동 신호를 송신하는 수위 비교부를 포함할 수 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 급수 공급관에는, 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비될 수 있다.
본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리하고, 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 시간 지연부를 통해 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 장점이 있다.
본 발명은 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지함에 따라 안전주입의 불필요한 발생을 방지할 수 있으며, 이를 통해 원자로냉각재계통의 기기 건전성을 유지할 수 있는 장점이 있다.
도 1은 능동형 보조급수계통의 과냉각 방지 방법을 나타내는 도면이다.
도 2는 본 발명의 실시 예에 따라 원자로 정상 운전시 증기 및 응축된 물의 이동을 나타내는 도면이다.
도 3은 본 발명의 실시 예에 따라 원자로 운전 중단시 증기 및 응축된 물의 이동을 나타내는 도면이다.
도 4는 본 발명의 다른 실시 예에 따라 저유량기동밸브와 고유량기동밸브가 병렬로 배치된 것을 나타내는 도면이다.
도 5는 본 발명의 실시 예에 따른 시간 지연부를 통해 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 하는 것을 나타내는 도면이다.
본 명세서는 본 발명의 권리범위를 명확히 하고, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 본 발명을 실시할 수 있도록, 본 발명의 원리를 설명하고, 실시 예들을 개시한다. 개시된 실시 예들은 다양한 형태로 구현될 수 있다.
본 발명의 다양한 실시 예에서 사용될 수 있는 "포함한다" 또는 "포함할 수 있다" 등의 표현은 발명(disclosure)된 해당 기능, 동작 또는 구성요소 등의 존재를 가리키며, 추가적인 하나 이상의 기능, 동작 또는 구성요소 등을 제한하지 않는다. 또한, 본 발명의 다양한 실시예에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어, 결합되어" 있다고 언급된 때에는, 상기 어떤 구성요소가 상기 다른 구성요소에 직접적으로 연결 또는 결합되어 있을 수도 있지만, 상기 어떤 구성요소와 상기 다른 구성요소 사이에 새로운 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 결합되어" 있다고 언급된 때에는, 상기 어떤 구성요소와 상기 다른 구성요소 사이에 새로운 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해될 수 있어야 할 것이다.
본 명세서에서 사용되는 제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 구성요소들은 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다.
본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다. 이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시 예를 상세하게 설명하기로 한다.
도 1은 능동형 보조급수계통을 나타내는 것이다. 도 1을 참조하면, 능동형 보조급수계통은 수위 감지부(10)에서 증기발생기의 수위를 감지하고, 수위 비교부(20)를 통해 지정된 수위에 도달시 발전소보호계통에 의해 보조급수작동신호를 발생시킨다.
구체적으로, 수위 감지부(10)에서 증기발생기의 수위를 감지하고, 수위 비교부(20)에서 증기발생기의 저-저 수위 설정치 (약 25%)와 비교하여 설정치보다 낮을 경우 보조급수조절밸브(30)에 작동 신호를 전달한다. 보조급수조절밸브 작동부에서는 증기발생기 수위 비교부(20)에서 작동 신호가 발생할 경우 보조급수조절밸브(30)를 제어하여 증기발생기의 수위를 약 30%로 제어하게 된다.
고수위 비교부(40)는 수위 감지부(10)에서 증기발생기 수위 신호를 입력받고, 증기발생기의 수위가 지정된 수위보다 높으면(약 40% 이상이면) 작동 신호를 발생시켜 보조급수격리밸브 작동부를 통해 보조급수격리밸브(50)를 닫게 된다.
이와 같은 방법을 통해 능동형 보조급수계통은 증기발생기에서 과냉각이 발생하는 것을 방지할 수 있으나, 피동형 보조급수계통은 보조급수기동밸브 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지하기 어려운 문제점이 있다.
본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 이를 해결하기 위해 창출된 것으로, 증기발생기(110), 주증기관(120), 열교환기(122), 주급수관(130), 증기 공급관(140), 피동응축탱크(150), 급수 공급관(160), 보조급수기동밸브(170)를 포함한다.
상기 증기발생기(110)는 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 것으로, 상기 증기발생기(110)에서 발생한 증기는 터빈(121)으로 공급될 수 있다. 상기 주증기관(120)은 상기 증기발생기(110)의 증기를 터빈(121)으로 공급하는 관일 수 있으며, 상기 증기발생기(110)의 증기는 상기 주증기관(120)을 지나서 상기 터빈(121)으로 이동된다.
상기 열교환기(122)는 상기 터빈(121)을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 것이다. 상기 열교환기(122)에서 응축된 물은 상기 주급수관(130)을 통해 상기 증기발생기(110)로 회수될 수 있다.
도 2를 참조하면, 원자로 정상 운전시에는, 상기 증기발생기(110)에서 발생한 증기 및 상기 열교환기(122)에서 응축된 물은, 상기 증기발생기(110)-상기 주증기관(120)-상기 터빈(121)-상기 열교환기(122)-상기 주급수관(130)-상기 증기발생기(110)의 순서로 이동하게 된다.
그러나 원자로 운전 중단시에는, 상기 주증기관(120)에서 상기 터빈(121)으로의 증기 공급이 차단될 수 있다.
상기 증기 공급관(140)은 상기 주증기관(120)에서 분기되는 관으로, 상기 증기발생기(110)에서 발생된 증기는 상기 증기 공급관(140)을 통해 피동응축탱크(150)에 공급된다.
상기 피동응축탱크(150)는 상기 증기 공급관(140)과 연결되는 것으로, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 것이다. 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물은 상기 보조급수기동밸브(170)와 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 주급수관(130)으로 합류되면서 상기 증기발생기(110)로 회수된다.
상기 급수 공급관(160)은 상기 피동응축탱크(150)와 상기 주급수관(130)을 연결시키는 관으로, 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 피동응축탱크에서 응축된 물은 상기 주급수관(130)으로 이동된다.
상기 보조급수기동밸브(170)는 상기 급수 공급관(160)으로 물을 이동시키기 위해 구비되는 것으로, 상기 보조급수기동밸브(170)를 열고 닫음에 따라 상기 급수 공급관(160)으로 물이 이동될 수 있다. 상기 보조급수기동밸브(170)를 열고 닫음에 따라 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물이 상기 급수 공급관(160)을 지나서 상기 주급수관(130)으로 이동될 수 있다.
조금 더 구체적으로, 도 2와 같이 원자로 정상 운전시에는 상기 보조급수기동밸브(170)가 닫혀 있으며, 도 3과 같이 원자로 운전 중단되고, 상기 증기발생기(110) 수위가 보조급수 공급 설정치(약 25%) 이하로 감소할 경우, 상기 보조급수기동밸브(170)가 열리면서, 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물은 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 주급수관(130)으로 공급된다. 상기 주급수관(130)으로 공급된 응축된 물은 상기 증기발생기(110)로 회수된다.
이와 같이 본 발명의 실시 예에 따른 피동형 보조급수계통은, 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 상기 증기발생기(110)에서 발생된 증기를 상기 피동응축탱크(150)의 응축기에서 응축시킨 후 상기 증기발생기(110)로 회수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 전원 및 운전원의 조치없이 원자로의 과열을 방지할 수 있게 된다.
그러나 원자력발전소 정상운전시 상기 보조급수기동밸브(170)가 닫힌 상태로 유지되므로, 상기 피동응축탱크(150)와 상기 보조급수기동밸브(170) 사이에서 응축된 물이 대기에 노출되어 온도가 상대적으로 낮게 된다.
또한, 상기 피동응축탱크(150)와 상기 보조급수기동밸브(170) 사이의 배관의 길이가 길기 때문에, 상기 보조급수기동밸브(170)가 열리게 되면, 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 저온의 고유량 급수가 공급될 수 있다.
상기 보조급수기동밸브(170) 개방 초기에 저온의 고유량 급수가 상기 증기발생기(110)에 공급되면, 원자로냉각재계통의 과냉각으로 인해 불필요한 안전주입이 발생할 수 있다. 따라서, 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지하기 위해, 피동형 보조급수계통 시스템에서 공급되는 초기 급수 유량을 제한할 필요가 있다.
본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 보조급수의 과잉공급으로 인한 원자로냉각재계통의 과냉각에 따라서 안전주입계통이 작동하는 것을 방지하기 위해 창출된 것이다. (여기서, 안전주입계통은 원자로냉각재상실사고시 원자로 노심의 노출을 방지하고 붕산수의 주입으로 원자로의 반응도를 제어하는 기능과 사고로 인하여 원자로에서 생성된 열을 직접 냉각하는 기능을 수행한다.)
본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 이와 같은 문제점을 해결하기 위해, 저유량기동밸브(171)와 고유량기동밸브(172)를 사용할 수 있다. 구체적으로, 상기 보조급수기동밸브(170)는 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)를 포함할 수 있다.
상기 저유량기동밸브(171)는 상기 고유량기동밸브(172) 보다 상기 주급수관(130)에 가깝게 설치되는 것으로, 상기 저유량기동밸브(171)가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브(172)가 열리게 된다.
구체적으로, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 저유량기동밸브(171)의 개폐를 조절하는 시간 지연부(180)를 더 포함하며, 상기 시간 지연부(180)를 통해 상기 저유량기동밸브(171)를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브(172)를 열리게 할 수 있게 된다.
이와 같이 상기 저유량기동밸브(171)가 먼저 열리게 되면, 상기 보조급수기동밸브(170)에 의해 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 공급되는 저온의 초기 급수유량을 제한할 수 있게 된다.
즉, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 보조급수기동밸브(170)를 상기 저유량기동밸브(171) 및 상기 고유량기동밸브(172) 2대로 분리함에 따라 초기 급수유량을 제한할 수 있는 것으로, 상기 증기발생기(110)가 저-저 수위 설정치 도달 시, 상기 저유량기동밸브(171)를 우선 개방하고, 지연시간이 경과한 후 상기 고유량기동밸브(172)를 개방하게 된다.
이를 통해 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다.
본 발명의 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 일 수 있다.
상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치에 도달하면, 상기 저유량기동밸브(171)가 개방됨에 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 공급될 수 있다.
즉, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 초기 급수유량이 될 수 있다. 이때, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이의 유량에 비해 높으면(30% 보다 높으며), 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지하기 어려운 문제점이 있다.
반대로, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이의 유량에 비해 낮으면(20% 보다 낮으면) 급수의 효과가 미미해질 수 있다.
따라서, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 인 것이 좋다.
다만, 이에 한정되는 것은 아니며, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량과 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량은 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 결정될 수 있다.
일반적으로 설계기준사고시 운전원 조치시간인 30분 이내에 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 상기 저유량기동밸브(171) 용량이 결정되며, 지연시간이 길어지면서 상기 저유량기동밸브(171) 용량이 적을수록 안전주입계통이 주입되는 시간은 지연된다.
본 발명의 다른 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)는 병렬로 설치될 수도 있다. 도 4를 참조하면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)가 병렬로 설치되면서, 상기 저유량기동밸브(171)가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브(172)가 열릴 수도 있다.
상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)가 병렬로 설치되는 경우에도, 상기 시간 지연부(180)를 통해 상기 저유량기동밸브(171)를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브(172)를 열리게 할 수 있게 된다.
이와 같이 상기 저유량기동밸브(171)가 먼저 열리게 되면, 상기 보조급수기동밸브(170)에 의해 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 공급되는 저온의 초기 급수유량을 제한할 수 있게 된다.
즉, 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 보조급수기동밸브(170)를 병렬의 형태로 상기 저유량기동밸브(171) 및 상기 고유량기동밸브(172)로 분리함에 따라 초기 급수유량을 제한할 수 있는 것으로, 상기 증기발생기(110)가 저-저 수위 설정치 도달 시, 상기 저유량기동밸브(171)를 우선 개방하고, 지연시간이 경과한 후 상기 고유량기동밸브(172)를 개방하게 된다.
이를 통해 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각제계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다.
본 발명의 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 일 수 있다.
상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치에 도달하면, 상기 저유량기동밸브(171)을 통해 유량이 공급될 수 있으며, 상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 유량이 초기 급수유량이 될 수 있다.
상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 초기 급수유량이 상기 고유량기동밸브(172)를 통해 공급되는 유량에 비해 너무 높으면, 원자로냉각제계통의 과냉각을 방지하기 어려운 문제점이 있다. 반대로, 상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 초기 급수유량이 기 고유량기동밸브(172)를 통해 공급되는 유량에 너무 낮으면, 급수의 효과가 미미해질 수 있다.
따라서, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 인 것이 좋다.
다만, 이에 한정되는 것은 아니며, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수와 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수는 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 결정될 수 있다.
일반적으로 설계기준사고시 운전원 조치시간인 30분 이내에 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 상기 저유량기동밸브(171) 유량계수가 결정되며, 지연시간이 길어지면서 상기 저유량기동밸브(171) 유량계수가 작을수록 안전주입계통이 주입되는 시간은 지연된다.
도 5를 참조하면, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 수위 감지부(191)와 수위 비교부(192)를 더 포함할 수 있다. 상기 수위 감지부(191)는 상기 증기발생기(110)의 수위를 감지하는 것이다.
상기 수위 비교부(192)는 상기 수위 감지부(191)에서 감지된 상기 증기발생기(110)의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브(171)에 작동 신호를 송신하는 것이다.
상기 수위 감지부(191)에서 상기 증기발생기(110)의 수위 신호를 입력 받아, 상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치(약 25%) 보다 낮을 경우, 상기 수위 비교부(192)는 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 시간 지연부(180)에 신호를 송신한다.
상기 신호가 송신되면, 상기 저유량기동밸브(171)가 개방되면서 상기 증기발생기(110)에 급수유량이 공급된다. 상기 시간 지연부(180)는 상기 저유량기동밸브(171)가 개방된 이후, 지정된 시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)가 개방되는 것을 지연시킴에 따라, 원자로냉각재계통에 과냉각이 발생하는 것을 방지하게 된다.
구체적으로, 상기 수위 비교부(192)에서 신호가 발생하면, 상기 시간 지연부(180)는 일정시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)에 폐쇄 신호(Off 신호)를 제공하고, 일정 지연시간이 경과한 후에 개방 신호(On 신호)를 제공하여 상기 고유량기동밸브(172)를 개방할 수 있다. 일정 지연시간이 경과하면, 상기 고유량기동밸브(172)가 개방되기 시작하여, 상기 저유량기동밸브(171)와 함께 상기 증기발생기(110)에 급수를 공급하게 된다.
이와 같이 상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치 도달 후 일정 지연시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)는 닫혀있고, 상기 저유량기동밸브(171)로만 급수를 공급하기 때문에 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다.
본 발명의 실시 예에 따른 상기 급수 공급관(160)에는 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비될 수도 있다. 상기 역류 방지부는, 응축된 물이 상기 주급수관(130)으로 공급되지 않고 역류하는 것을 방지하는 것이다.
상술한 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 다음과 같은 효과가 있다.
본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리하고, 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 시간 지연부를 통해 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 장점이 있다.
본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지함에 따라 안전주입의 불필요한 발생을 방지할 수 있으며, 이를 통해 원자로냉각재계통의 기기 건전성을 유지할 수 있는 장점이 있다.
이와 같이 본 발명은 도면에 도시된 일 실시예를 참고로 하여 설명하였으나, 이는 예시적인 것에 불과하며 당해 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 실시예의 변형이 가능하다는 점을 이해할 것이다. 따라서 본 발명의 진정한 기술적 보호 범위는 첨부된 특허청구범위의 기술적 사상에 의하여 정해져야 할 것이다.
110...증기발생기 120...주증기관
121...터빈 122...열교환기
130...주급수관 140...증기 공급관
150...피동응축탱크 160...급수 공급관
170...보조급수기동밸브 171...저유량기동밸브
172...고유량기동밸브 180...시간 지연부
191...수위 감지부 192...수위 비교부

Claims (8)

  1. 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 있어서,
    증기를 발생시키는 증기발생기;
    상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관;
    상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기;
    상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관;
    상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관;
    상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크;
    상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관;
    상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며,
    상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함하며,
    상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브는 병렬로 설치되며,
    상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열리는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
  2. 삭제
  3. 삭제
  4. 삭제
  5. 제1항에 있어서,
    상기 저유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 인 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
  6. 제1항에 있어서,
    상기 고유량기동밸브와 상기 저유량기동밸브의 개폐를 조절하는 시간 지연부를 더 포함하며,
    상기 시간 지연부는, 상기 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브를 열리게 하는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 증기발생기의 수위를 감지하는 수위 감지부와,
    상기 수위 감지부에서 감지된 상기 증기발생기의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브에 작동 신호를 송신하는 수위 비교부를 포함하는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 급수 공급관에는, 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비되는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NO306471B1 (no) * 1989-07-11 1999-11-08 Warner Lambert Co Polymerblanding omfattende strukturendret stivelse, samt anvendelse av blandingen
KR20130099561A (ko) * 2012-02-29 2013-09-06 한국수력원자력 주식회사 가압경수로의 증기발생기 비상보충계통
KR20140047452A (ko) * 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101646731B1 (ko) 2015-07-13 2016-08-09 중앙대학교 산학협력단 수직배열 전열관 형태의 응축열교환기 설계를 위한 응축열전달 실험장치

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