KR20060015761A - 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 격납 셸(2)을 포함하는 핵공학 시스템(1)에 관한 것으로, 상기 격납 셸(2)에 감압 라인(6)이 연결되고, 세정액(W)이 담겨져 있는 용기(14) 내에 배치되는 벤튜리 와셔(12) 및 스로틀링 장치(24)가 상기 감압 라인(6)에 직렬로 연결된다. 본 발명의 목적은 감압에 의해 벤튜리 와셔(12) 내에 공기에 동반한 매우 미세한 방사성 물질 또는 에어로솔이 발생하는 것을 매우 확실하게 억제하여, 이러한 방사성 물질 또는 에어로솔이 주변에 방출하는 것을 매우 확실하게 차단하는 것이다. 이를 위해, 본 발명에 따르면 벤튜리 와셔(12) 및 스로틀링 장치(24)는, 벤튜리 와셔(12)의 스로틀링 장치(24)에서 감압 라인(16) 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력에서 임계 강하(critical drop)가 나타날 때 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 설계된다.

Description

핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법{NUCLEAR SYSTEM AND METHOD FOR THE DECOMPRESSION OF A NUCLEAR SYSTEM}
본 발명은 격납 셸(containment shell)을 가진 핵공학 시스템에 관한 것으로, 상기 격납 셸에 감압 라인(decompression line)이 연결된다. 또한, 본 발명은 상기와 같은 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소에서는 원전 사고가 발생한 경우에, 원전 사고 때마다 그리고 예컨대 격납 대기(containment atmosphere)의 비활성화(inertisation)와 같이 필요에 따라 수행되는 대응 조치 때마다 격납 셸 내에서 나타날 수 있는 압력 상승이 고려되어야 한다. 이로 인해 나타나는 격납 셸 또는 격납용기 자체 또는 격납 셸 내부에 배치되는 시스템 부품들의 구조적 손상을 막기 위해, 원자력 발전소는 격납 대기의 배출(벤팅:venting)을 통해 격납용기를 감압시킬 수 있도록 설계될 수 있다. 이를 위해 통상적으로 핵공학 시스템의 격납 셸에 감압 라인이 연결된다.
그러나 격납 대기에는 통상적으로 불활성 가스, 요오드 또는 에어로솔(aerosl)과 같은 방사성 물질이 함유되는데, 이러한 방사성 물질은 벤팅시에 원자력 발전소의 주변으로 방출될 수도 있다. 특히 노심 용융물(core melt)의 생성에 의한 비교적 심각한 원전 사고시에 격납 용기 내에서 공기에 동반한(air- transported) 방사성 물질들(에어로솔)이 매우 높은 농도로 발생할 수 있어서, 누출량(leakage)이 높거나 허용불가능한 초과 압력이 발생하면, 많은 양의 에어로솔 또는 방사성 물질이 핵공학 시스템 주변으로 배출될 수도 있다. 이러한 공기에 동반한 방사성 물질은 특히 요오드 또는 세슘 동위원소(cesium isotope)와 같이 동반되는 성분들의 높은 반감기(half life)로 인해 비교적 오랜 시간 동안 지속하는 토양 오염(land contamination)의 원인이 될 수 있다. 이러한 상황을 막기 위해, 격납 대기의 벤팅을 위해 제공되는 감압 시스템은 통상적으로 필터링 또는 억제 시스템을 가지며, 이러한 필터링 또는 억제 시스템은 격납 대기에 동반되는 방사성 물질이 주변으로 배출되는 것을 막는 기능을 갖는다.
이러한 목적으로 원자력 발전소의 감압을 위한 구상이 예컨대 EP 0 285 845 B1호에 공지되어 있으며, 여기서는 공기에 동반한 방사성 물질의 억제를 위한 필터로 제공되는 벤튜리 와셔(Venturi washer) 및 스로틀링 장치(throttling device)가 원자력 발전소의 격납 셸에 연결되는 감압 라인에 직렬로 연결된다. 벤튜리 와셔는 이용가능한 세정액이 담겨져 있는 용기 내에 배치되는 소수의 벤튜리관(Venturi tube)을 포함하며, 감압 라인 내에서 이송되는 가스 흐름이 상기 벤튜리관에 공급될 수 있다.
이 경우 벤튜리관은 노즐 형태의 협소 지점(narrowing position)을 가지는데, 관류하는 가스 흐름이 상기 협소 지점에서 특히 높은 유동 속도로 가속화된다. 이러한 협소 지점 영역에는 세정액을 위한 유입 개구가 제공되며, 관류하는 가스 흐름이 유입되는 세정액을 휩쓸어 간다. 이러한 협소 지점에서의 가스 흐름이 비 교적 높은 유동 속도로 제공되기 때문에 세정액의 분산(fragmentation)이 이루어지며, 이로 인해 생성되는 액체 비말(droplet) 내에 가스 흐름에 동반되는 방사성 물질 또는 에어로솔이 포함된다. 그런 다음 가스 흐름으로부터의 비말이 제거되어 동반된 에어로솔 또는 공기에 동반한 방사성 물질의 대부분이 제거될 수 있다.
EP 0 285 845 B1에 공지된 시스템에서는, 벤튜리 와셔와 직렬로 연결되는 스로틀링 장치가 압력에서 나타나는 임계 강하(critical drop)에 의한 작동을 위해 설계된다. 이러한 임계 강하가 나타나면, 라인 내에서 흐르는 매체(medium)가 음속(sound velocity)으로 스로틀링 장치를 관류하도록, 라인 시스템(line system)의 압력 상태, 특히 압력 강하가 스로틀링 장치에 의해 조절된다. EP 0 285 845 B1호에 따른 시스템에서는, 이러한 효과가 응답시, 즉 격납 용기의 감압시 일정하게 유지되는 감압 라인의 체적 유동률(volume flow rate)을 조절하기 위해 사용된다.
따라서 본 발명의 목적은 감압시에 벤튜리 와셔 내에서 공기에 동반한 초미세 방사성 물질 또는 에어로솔도 매우 확실하게 억제되어, 상기 방사성 물질 또는 에어로솔이 주변으로 배출되는 것이 매우 확실하게 차단되는 전술한 방식의 핵공학 시스템을 제공하는 것이다. 또한, 본 발명의 목적은 이러한 방식의 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법을 제공하는 것이다.
본 발명에 따르면 핵공학 시스템과 관련하여, 상기 목적은 벤튜리 와셔 내 스로틀링 장치에서 감압 라인 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력에서 임계 강하가 발생할 때 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 벤튜리 와셔 및 스로틀링 장치가 설계됨으로써 달성된다.
이 경우, 이러한 높은 속도가 예컨대 2바아 내지 10바아의 작동 압력과 무관하게 특히 제거 장치의 전체 작동 초과압 영역에서 나타나는 방식으로 바람직하게 설계가 이루어진다. 와셔 시스템의 작동 압력이 비교적 높을 경우에 높은 밀도의 가스의 가속도를 생성하기 위해 발생하는 벤튜리 압력 손실(예컨대 압력이 1바아일 경우에는 0.5바아 보다 크고, 압력이 5바아 보다 클 경우에는 2바아 보다 큼)은 벤튜리 와셔와 스로틀(throttle)의 결합에 의해 전반적인 작동 범위에 걸쳐 수동으로 조절된다.
본 발명은 벤튜리 와셔 또는 벤튜리관 내에서 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔을 제거하기 위해 벤튜리관 내부에 물을 공급하고 이러한 공급에 의해 관 내부에서 나타나는 유동 상태로 인해 비교적 미세한 비말들이 분사되며, 이때 제거될 방사성 물질 또는 에어로솔이 미세 비말에 포함되어, 이 비말과 함께 가스 흐름으로부터 제거될 수 있다는 사실을 전제로 한다. 그 결과, 에어로솔이 - 특히 적합한 크기의 세정액량에 의해 지원된 - 적합한 비말에 부딪혀서, 이 비말에 포함될 가능성이 매우 높게 유지되는 방식으로 초미세 에어로솔을 위한 제거 작용이 매우 높게 달성될 수 있다는 사실을 전제로 한다.
놀라운 방식으로 판명된 바와 같이, 수동형 구조에서 협소 지점에서 나타나는 저압에 의해 그리고 외부 구동 수단 없이 관 내부로 세정액이 공급되도록 보장되는 벤튜리관의 경우에는 아주 미세한 에어로솔이 방울 분사액에 부딪치고 포함될 가능성이 지나치게 높아져서, 벤튜리관 내 가스 흐름의 유동 속도가 매우 높을 경우에 세정액 내에서 대략 1㎛의 입자 크기를 갖는 혼합 에어로솔의 제거율은 99.9% 이상이 되고 0.5㎛ 이하의 입자 크기를 갖는 비교적 미세한 에어로솔의 제거율은 98% 이상이 될 수 있다. 따라서 핵공학 시스템의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 감압시 높은 유동 속도가 준수되도록 설계된다.
게다가 원전 사고 진행과정에서 예컨대 설비 압력과 같이 사고 전반에 걸쳐서 크게 변동되는 특성 파라미터와 관련하여 원전 사고의 개별 단계에서 높은 제거율(전술한 바와 같음)을 보장하여, 사고 개별 단계에서 오염 성분들이 주변에 배출되는 것을 최대한 막기 위해, 핵공학 시스템의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 핵공학 시스템의 격납용기에서 나타나는 시스템 압력과 거의 무관하게 높은 제거율(전술한 바와 같음)에 맞게 설계된다. 소위 임계 강하에 의해 작동하는 스로틀링 장치에서는 유입 압력과 무관하게 유동 매체가 이러한 스로틀링 장치를 음속으로 관류한다는 사실이 바람직하게 이용된다.
따라서 임계 강하 상태에서는 체적 유동률이 스로틀링 장치에 의해 유입 압력과 무관하게 일정하다. 스로틀링 장치와 벤튜리 와셔의 적합한 조합에 의해 그리고 경우에 따라서는 금속 미세 에어로솔 후단필터(afterfilter)와 벤튜리 와셔의 적합한 조합에 의해, 임계 강하 상태에서 벤튜리 와셔 및 경우에 따라서는 미세 에어로솔 후단필터를 관류하는 유동 매체의 체적 유동률이 스로틀링 장치에 의해 격납 셸 내부의 스로틀링 장치의 유입측에서 나타나는 시스템 압력과는 무관하게 거의 일정하게 유지될 수 있다. 따라서 스로틀링 장치와 벤튜리 와셔의 결합에 의해 거의 전체 원전 사고 진행과정에 걸쳐서, 즉 발생하는 압력 상태들로 인해 스로틀링 장치에 의한 임계 강하가 나타나는 길이에 걸쳐서 일정한 크기의 제거율이 벤튜리 와셔에서 그리고 경우에 따라서는 미세 에어로솔 후단필터에서 보장될 수 있다.
이를 위해 벤튜리 와셔 및 스로틀링 장치는, 스로틀링 장치상에서 나타나는 임계 강하시에 벤튜리 와셔 내에서의 매우 높은 유동 속도 및 경우에 따라서는 미세 에어로솔 후단필터에서의 최대 속도의 소정의 유동 비율이 조절되도록 서로 매칭되는 방식으로 적합하게 설계된다. - 원하는 높은 제거율을 위해 요구되는 - 벤튜리 와셔 내 유동 매체의 최소 유동 속도는 유동 매체의 정확한 조성에 의해 좌우될 수 있고, 예컨대 H2 성분이 더 높아지는 경우와 같이 가스 조성이 변동되면 더 높은 값으로 변화될 수 있다.
그러나 판명된 바와 같이, 핵공학 시스템의 격납 셸의 감압시에 발생할 수 있는 유동 매체의 충분히 높은 제거율이 달성될 수 있는데, 이 경우 감압 라인 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 경우에 벤튜리 와셔 내 스로틀링 장치에서 발생하는 임계적인 확장시에 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상의 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 제공되도록 벤튜리 와셔와 스로틀링 장치와의 결합이 게이징(guaging) 또는 표준화(reference) 형태로 설계된다. 이 경우, 유동 매체의 유동 속도는 특히 벤튜리관의 협소 지점 영역에서 결정된다.
벤튜리 와셔와 스로틀링 장치와의 결합에 의해 조절되는 높은 속도는 가스 조성이 변하면서, 예컨대 H2 성분이 더 많아지면서 음속 상승에 의해 더 높은 값으로 이동될 수 있다. 또한, 벤튜리 와셔에서 가스 혼합물 및 세척수로 이루어진 이단 혼합기의 임계적인 최대 속도가 대략 270 내지 300m/s로 나타나는 것으로 밝혀졌다. 예컨대 300m/s의 최대 이단 혼합기 속도의 대략 2/3에 상응하는 예컨대 200m/s의 특히 높은 벤튜리 정격 속도의 바람직한 선택에 의해, 비교적 높은 음속의 혼합기가 제공될 경우에도 고유의 안전한 유동률 제한이 가능하고 뒤에 오는 억제 시스템이 과부하를 받는 것이 확실히 방지된다.
바람직하게는 벤튜리 와셔가 다수의 벤튜리관을 포함한다. 이러한 다수의 벤튜리관은 소위 쇼트(short) 벤튜리관으로 형성될 수 있으며, 상기 쇼트 벤튜리관의 배출구는 세정액의 목표 레벨 보다 낮은 곳에 배치되기 때문에, 벤튜리관은 실질적으로 세정액 안으로 완전히 침지된다. 이 경우, 더 높이 놓여있는 제거기 필터 실렉션(filter selection)이 배출 방지 댐(dam)에 의해 물이 부풀어 오른 것으로부터 보호되는 것이 특히 바람직한 것으로 증명된다. 이러한 실시예에서는, 특히 높은 전체 제거를 위해 뒤에 연결되는 금속 섬유 필터와의 조합되는 것이 특히 바람직한 것으로 증명된다.
세정액 위쪽으로 일차적으로 배출되는 벤튜리 노즐관에 의해 성분 크기를 결정하는 물 팽창이 최소화될 수 있고, 또한 벤튜리 와셔 장치 내에서 매우 높은 도관 속도가 나타날 수 있다. 그 결과 벤튜리 와셔 지름이 훨씬 더 작아지고 성분 크기가 작아지며, 이에 상응하여 세정액의 소비가 감소된다. 이러한 방식으로 특히 기존의 물 저장기와 조합되어 달성되는 콤팩트한 구조에 의해 예컨대 원자로 건물과 같은 설비의 특히 밀폐된 건물의 일부에서도 차폐 작업이 간소화되면 장치의 통합이 쉬워질 수 있다.
따라서 바람직하게는 벤튜리관의 비교적 많은 부분은 소위 길이가 긴 벤튜리관으로 형성되며, 상기 길이가 긴 벤튜리관의 배출구는 세정액의 목표 레벨보다 위에 배치된다. 복구 및 수리의 필요성이 높을 수 있는 용기 영역에서의 침강 현상(sedimentation)을 막기 위해, 또다른 바람직한 실시예에서는 벤튜리 와셔가 작동시 세정액이 비교적 강력한 소용돌이 및 순환을 일으키는 것을 고려하여 설계된다. 이를 위해, 바람직하게는 대략 10% 미만의 벤튜리관의 적은 부분이 아래쪽 배출 방향으로 용기 내부에 그리고 세정액의 목표 레벨보다 아래에 배치된다.
높은 제거율을 보장하기 위해서는 가스 입방미터 당 세정액이 예컨대 5리터 이상, 바람직하게는 10리터 이상으로 벤튜리관 내에서 비교적 높은 물 충전이 나타나는 것이 바람직한 것으로 증명되었다. 이를 보장하기 위해, 또 다른 바람직한 실시예에서는 벤튜리관이 노즐 주위로 연장되는 고리형 슬롯 공급구가 20°내지 85°, 바람직하게는 30°내지 45°의 개방각을 갖는다. 이와 같이 높은 물 충전을 위해, 벤튜리 와셔의 벤튜리관은 바람직하게는 10:1 이하, 바람직하게는 대략 3:1의 채널 횡단면과 세정액 유입 영역 간의 비율을 갖는다. 이 경우, 채널 횡단면은 벤튜리관 내부의 협소 지점에서 유동 매체가 자유롭게 관류하는 횡단면을 제공한다.
특히 바람직한 실시예에서는, 벤튜리관 내부의 중심 배출 영역에까지 관류하는 매체를 통해 발생되는 저압으로 인해 수동적인 세정액 흡인 및 분포가 보장되는 방식으로 벤튜리 와셔의 벤튜리관이 설계된다. 이를 위해, 벤튜리 와셔의 벤튜리관은 대략 80mm 이하, 바람직하게는 대략 40mm 이하의 채널 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되거나, 대략 100mm 이하의 채널 폭을 가진 평면형 벤튜리 노즐로 형성된다. 이에 대한 추가로 또는 이에 대한 대안으로서, 벤튜리 와셔의 벤튜리관은 5 이상, 바람직하게는 10이상의 높이 대 채널폭의 비율을 갖는다.
제조 및 조립이 간소화되고 밀폐된 설비 영역에 설치되기 쉬운 - 핵공학 시스템에 배치되는 - 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 벤튜리 와셔가 장착된 용기가 바람직하게는 세정액 측으로 추가의 세정액 저장기와 연결됨으로써 특히 콤팩트한 구조를 갖게 된다. 따라서 용기 자체 내에 저장되는 세정액의 양이 비교적 적에 유지될 수 있으며, 필요시에는, 특히 세정액의 소비가 발생할 경우에는 추가 세정액 저장기로부터의 차후 공급이 제공될 수 있다. 이와 관련하여 비활성인, 특히 비교적 큰 세정액 저장기는 별도의 저장 용기 내에 구비될 수 있고 특히 증발된 세정액을 보충하기 위해 사용된다. 이 경우 용기 내 충전 레벨(fill level)은 동일한 측지학상의(geodetic) 높이에 추가 세정액 저장기를 배치함으로써 또는 충전 레벨 플로우트 제어장치(float control)에 의해 수동으로 조절될 수 있다. 이 경우 예컨대 폐수 용기나 탈이온화된 물(deionised water)-공급원과 같이 미리 제공되는 추가 용기들이 추가 세정액 저장기로서 사용될 수 있으며, 필요시에는 경사면에 의해 또는 압축공기 저장기로부터 가동되는 멤브레인 펌프(membrane pump)를 이용하여 전원의 생략과는 상관없이 세척수가 용기 안으로 공급될 수 있다.
특히 바람직한 실시예에서는 핵공학 시스템에 배치되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 필요에 따라 세정액 내에서 제거되는 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔이 격납용기 안으로 재순환하는 것을 허용하도록 설계됨으로써 특히 효과적인 방사성 물질 억제가 달성될 수 있다. 이를 위해, 특히 바람직한 실시예에서는 벤튜리 와셔를 갖춘 용기가 세척수 측으로 재공급 라인을 통해 핵공학 시스템의 격납 셸의 내부 공간과 연결된다. 이와 같은 형성은 필요시에, 특히 지속적이거나 주기적인 간격을 두고, 용기 내에서 가스 흐름으로부터 제거되는 방사성 물질 또는 에어로솔이 가중되는 세정액이 완전히 또는 부분적으로 격납 셸 안으로 이동될 수 있게 하여, 전체적으로 처리를 요하는 방사성 물질이 확실히 격납용기 내에 체류하게 된다. 재공급에 의해 달성되는 세정액 내 방사성 물질이 감소함으로써 발생하는 재부유 효과(resuspension)가 최소화되는데, 이러한 재부유 효과는 뒤에 연결되는 필터 장치 안으로 방사성 물질이 배출되는 것을 유도할 수도 있다.
이 경우, 특히 추가 세정액 저장기로부터 나온 세정액이 용기 안으로 추후 공급될 수 있다. 방사성 물질의 이와 같은 재순환 또는 재공급에 의해 세정액 내에 전체적으로 함유되는 방사성 물질량 및 농도가 특히 적게 유지될 수 있어서, 예컨대 뒤에 연결되는 필터 장치 안으로 방사성 물질을 배출하기 위해 유도되는 재부유 효과가 특히 적게 유지될 수 있다. 이를 통해, 높은 벤튜리 제거율과 함께 필터 충전의 감소 및 그 결과 필요한 필터 면적의 감소가 달성된다. 또한, 수일간 특히 비교적 길게 연장되는 벤팅 작동시에 특히 요오드 및 에어로솔과 같은 방사성 물질의 억제가 크게 개선될 수 있다.
또한, 벤튜리 와셔 내에서 제거되는 방사성 물질의 상기와 같은 재공급 또는 재순환에 의해 에어로솔 또는 공기에 동반한 방사성 물질에 의해 발생하는 추후 붕괴열이 용기로부터 떨어져서 격납용기 안으로 재이동됨으로써, 예컨대 액체 증발에 의해 이때 발생할 수 있는 용기 내 하중이 특히 낮게 유지될 수 있어서, 수일간 그리고 수주 간 비교적 길게 연장되는 벤팅 작동이 달성될 수 있으며, 이때 추후에 제공되는 금속 섬유 미세 필터가 재부유 에어로솔에 의해 그리고 요오드 재부유를 통한 요오드 수착 필터(iodine sorption filter)에서의 요오드 제거에 의해 과부하를 받는 일은 발생하지 않는다. 따라서 오랜 기간의 벤팅 작동을 허용하는 설계 요건들은 새로운 구상의 원자로 설비에서도, - 예컨대 멤브레인 펌프 등에 의한 별도의 세정액 추후 공급 장치 및 격납 용기 내 양을 제한하는 스로틀과 결합하여 - 심각한 원전 사고를 제한하기 위한 많은 요건들에 의해 확실하고 특히 저가로 충족될 수 있다.
이를 통해 세정액의 증발을 막을 수 있음으로써, 전체적으로, 즉 용기 안으로 세정액을 추후에 공급하는 것을 고려함으로써, 세정액의 필요량이 전체적으로 감소될 수 있다.
상당한 안전 요구와 관련하여 요구되는 관통구의 개수를 핵공학 시스템의 격납 셀에 의해 특히 적게 유지하기 위해, 또 다른 바람직한 실시예에서는 재공급 라인이 감압 라인에 의해 격납 셸의 내부 공간과 연결된다. 이 경우, 재순환 또는 재공급은 감압 라인의 중심 영역으로 배출되는 방식으로 이루어지기 때문에, 감압 가스 흐름과 반대방향인 흐름에서는 방사성 물질이 동반된 세척수가 격납 용기 안으로 이동될 수 있다.
바람직하게는 벤튜리 실렉션 뒤에 비말 재순환 장치를 갖는 이중의 중력 비말 제거기가 연결된다. 비말 제거를 위해 바람직하게는 10m/s 이상의 높은 속도로 작동하는 원심 분리기가 사용되는데, 상기 원심 분리기는 과열에 대한 스로틀링 효과의 생성에 의해 동시에 사용될 수 있다. 따라서 경우에 따라 뒤에 연결되는 금속 필터 단에서는 드롭 발생이 나타나지 않으므로, 이러한 유닛은 더 깊게 놓이거나 동일한 높이에 배치될 수 있어서, 공간 필요성 및 공간 높이가 축소된다.
추가의 습기 제거 및 예비 필터링을 위해 바람직하게는 50㎛ 미만의 섬유를 가진 배기가스 흐름 내에서 섬유 제거기가 특히 섬유 세기의 하강으로 20㎛ 미만의 섬유를 가진 예비 필터 유닛과 결합된다. 미세 필터링은 특히 5㎛ 미만의 섬유에 의해 이루어지기 때문에, 0.5㎛ 미만으로 관통되는 미세 에어로솔의 적은 양 또한 좀 더 낮게 유지될 수 있다. 필터 부재들은 바람직하게는 특수강 섬유로 제조된다. 미세 필터링은 2㎛ 미만의 기공 직경을 가진 소결된 섬유 필터에 의해 이루어질 수도 있다.
효과적인 기관 요오드 제거를 위해 스로틀링 후에 바람직하게는 예컨대 질산은(silver nitrate) 또는 다른 은 화합물 등으로 채워진 분자체(molecular sieve)가 억제 시스템의 장기 작동시에 제공된다. 이 경우 분자체 안으로 유입되기 전에 바람직하게는 먼저 이용가능한 2 바아 이상의 압력 경사도의 50% 이상의 최대 작동 압력과 관련하여 스로틀링이 이루어짐으로써 가스 흐름이 과열될 수 있다. 이를 통해, 요오드 수착 필터 내 가스 흐름이 수동적이고 간단하게 과열될 수 있다.
억제 장치들, 즉 벤튜리 와셔 및 금속 섬유 필터는 높게 쌓아올려져서 용기 내에 배치될 수도 있으며, 높이 배치된 필터가 유입 차단구를 가질 수 있기 때문에, 특히 낮은 설치 높이가 달성된다.
이 경우 외부 활성 성분에 대한 재수용 없이 완전히 수동적인 시스템 형태로 재공급을 달성하기 위해서는, 또 다른 한 바람직한 실시예에서 용기가 측지학적으로 대략 5m 이상, 바람직하게는 10m 이상으로 격납 셸로부터 나온 감압 라인의 배출 지점보다 높은 곳에 배치된다. 따라서 감압 라인과 용기 사이의 수주(water column)에서 나타나는 측지학적인 압력에 의해서만 감압 라인을 통해 격납 용기 안으로 방사성 물질이 동반된 세정액이 제공될 수 있으므로, 추가 활성 보조 수단 없이도 가스 흐름에 대한 반대방향 흐름에서 재공급이 이루어질 수 있다.
바람직하게 세정액은 요오드 또는 요오드 함유 화합물의 효과적인 억제를 위해 특별한 양으로 형성된다. 이를 위해, 용기 내에 바람직하게 9 이상의 pH 값을 가진 세정액이 제공되며, 이러한 pH 값은 NaOH, 다른 알칼리액 및/또는 나트륨티오술페이트의 첨가에 의해 이루어질 수 있다. 이러한 화학 제품을 세척수에 계량 공급하는 것은 0.5 내지 5중량%의 세척수 농도를 조절하기 위해 별도의 화학제품 용기로부터 신선한 물 흐름으로 제공되는 제트 펌프(jet pump)에 의한 흡인에 의해 이루어질 수 있다.
바람직한 추가 실시예에서 스로틀링 장치가 용기에 통합되는 방식으로 매우 콤팩트한 구조가 달성될 수 있다.
특히 예컨대 화재 방어펌프 또는 다른 시스템과 같은 기존의 시스템을 이용한 간단한 비상 조치로서 벤트가스(ventgas)와 반대방향 흐름으로 원자로 압력 용기 내에 억제 시스템에 의해 완전히 또는 부분적으로 냉각수가 추가로 직접 공급되는 동시에 바람직하게는 에너지 소비를 통해 방사성 물질 재순환 및 원자로 코어의 냉각이 달성될 수 있다. 또한, 격납용기 내 충전 레벨이 상승하면서 특히 이전의 사고 단계에서 더 높은 공급량이 제공됨으로써 흡입되는 증기-가스 혼합물이 추가로 감소하고, 그 결과 억제 시스템 또는 흡인 시스템의 치수가 작아질 수 있다.
전술한 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법과 관련하여, 상기 목적은 감압 라인 내에서 공급되는 매체의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 20m/s 이상으로 벤튜리 와셔에 제공됨으로써 달성된다.
원전 사고의 전반적인 진행 과정 동안 서로 매칭되는 설계 치수에 의해 스로틀링 장치와 벤튜리 와셔가 서로 조합됨으로써, 특히 높은 유동 속도를 갖는 벤튜리 와셔를 감압 가스 흐름이 관류한다는 장점이 본 발명에 의해 달성된다. 이를 통해, 세척수 내에 이미 동반되는 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔, 특히 0.5㎛ 이하의 입자 크기를 갖는 미세 에어로솔의 98% 이상의 특히 높은 제거 작용이 보장되어서, 주변에 방사성 물질이 배출되는 것을 매우 확실하게 막을 수 있다.
벤튜리 와셔, 뒤에 연결되는 스로틀링 장치 그리고 경우에 따라서는 금속 섬유 미세 필터에 의해 형성되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 수동으로 작동하는 시스템 형태로 격납 셸 내에서 나타나는 시스템 압력과는 무관하게 원전 사고의 거의 모든 단계에서 벤튜리 와셔를 관류하는 일정한 유량을 자동으로 보장하기 때문에, 이러한 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 특히 소위 평면 압력(even-pressure) 작동을 위해, 즉 추가의 스로틀링 장치 없이 격납 셸 내 시스템 압력을 직접 공급하기 위해 적합하다. 감압 라인 내에서 공급되는 유동 매체에 따라, 벤튜리 와셔를 관류하는 거의 일정한 유량이 스로틀링 장치에 의한 임계적인 확장에 의해 보장될 수 있으며, 이러한 스로틀링 장치에 의해 시스템 압력과 무관하게 스로틀링 장치 내 매체의 유동 속도가 거의 음속으로 제공됨으로써, 벤튜리 와셔를 관류하는 체적 유동량이 거의 압력과 무관하게 일정하게 나타난다. 감압 라인 내에서 공급되는 가스 혼합물의 경우에는 150m/s 내지 200m/s - H2 성분이 높을 경우에는 300m/s 미만으로 제한됨 - 의 비교적 높은 노즐 속도가 유지될 때 혼합물과 무관하게 벤튜리 와셔를 관류하는 수동적인 유량 제한이 압력 손실에 의해 이미 보장될 수 있다.
재순환 장치에 의해 고속 벤튜리 와셔 시스템과 뒤에 연결되는 금속 섬유 필터를 결합함으로써 장기 작동시에도 격납용기 내 에어로솔 농도와는 무관하게 99,99% 내지 99.999%의 전체 제거율이 보장될 수도 있다.
도면을 참고로 본 발명의 한 실시예를 더 자세히 살펴보면 아래와 같다.
도 1은 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 할당된 핵공학 시스템의 개략도이고,
도 2는 벤튜리 와셔를 갖는 용기를 도시한 도이며,
도 3은 도 1에 따른 설비의 공급 지점에 대한 단면도이다.
모든 도면에서 동일한 부분은 동일한 도면부호를 갖는다.
도 1에 따른 핵공학 시스템(1)은 격납용기로 표기되는 격납 셸(2)을 포함하고, 상기 격납 셸(2)은 전기 생성을 위해 제공되는 원자핵 성분 및 추가의 시스템 성분을 포함한다. 격납 셸(2) 내에서 진행되는 과정에 따라 격납 셸(2) 내 강력한 압력 상승이 고려되어야 할 비교적 심각한 원전 사고가 발생할 경우에도 구조적인 손상 또는 격납 셸(2)의 불안전성을 확실히 차단할 수 있도록 하기 위해, 핵공학 시스템(2)은 격납 셸(2)에 연결되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)을 갖는다. 이러한 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 필요시에 격납 셸(2)로부터 주변으로 - 벤팅이라고 하는 - 격납 대기의 제어된 배출을 달성한다.
감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 격납 셸(2)에 연결되는 감압 라인(6)을 포함하며, 상기 감압 라인(6)은 배출구 측에서 통풍구(8)에 연결된다. 벤팅시 또는 격납 대기의 배출시 핵공학 시스템(1)의 주변이 오염되는 것을 막기 위해, 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)이 격납 대기에 포함된 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔의 확실한 억제를 위해 설계된다. 이를 위해, 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 상기와 같은 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔을 위한 필터 장치로 제공되는 웨트 와셔(wet washer)(10)를 포함한다.
웨트 와셔(10)는 감압 라인(6)에 연결되는 벤튜리 와셔(12)를 포함하고, 상기 벤튜리 와셔(12)는 세정액(W)을 갖는 용기(14) 내에 배치된다. 벤튜리 와셔(12)는 다수의 벤튜리관(16)을 포함하며, 상기 다수의 벤튜리관(16)은 배출구(18)에 의해 용기(14) 내에서 세정액(W)의 목표 레벨(20)보다 위에 배치된 가스 챔버(22)로 이어진다. 가스 챔버(22) 및 용기(14)에 통합되어 스로틀링 장치(24)가 배 치되며, 상기 스로틀링 장치(24)는 가스 흐름 측으로 벤튜리 와셔(12)와 직렬로 연결된다. 스로틀링 장치(24)는 배출구 측으로 감압 라인(6)의 추가 부분 섹션에 연결되며, 상기 부분 섹션은 필터 장치(26)에 의해 통풍구(8)와 연결된다. 필터 장치(26)는 금속 섬유 필터(28), 중간 스로틀(30) 및 분자체(32)를 포함한다. 금속 섬유 필터(28)는 특히 미세 필터로서 40㎛로부터 약 1㎛ 이하로 강하하는 섬유 직경을 갖는 섬유 필터 매트를 가지기 때문에, 특히 0.5㎛ 이상의 입자 크기로 미세 에어로솔이 침투하는 것도 효과적으로 방지될 수 있다. 이에 대한 추가로 또는 대안적으로, 벤튜리 와셔(12) 뒤에 - 바람직하게는 이중으로 형성된 - 드롭 피드백 시스템을 가진 중력-비말 제거 장치가 연결될 수 있다.
핵공학 시스템(1)의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 98% 이상으로 0.5㎛보다 약간 더 큰 입자 크기를 갖는 비교적 미세한 입자의 에어로솔의 특히 확실한 방사성 물질 억제 및 특히 와셔 장치의 제거율을 위해 설계된다. 이를 위해, 벤튜리 와셔(12) 및 스로틀링 장치(24)가 치수에 맞게 서로 매칭된다. 이 경우, 벤튜리 와셔(12)의 응답시에 150m/s 이상, 특히 200m/s 이상의 매우 높은 유동 속도로 감압 가스 흐름이 관류하도록 설계된다. 판명된 바와 같이, 상기와 같이 높은 유동 속도일 경우에는 제거율의 거의 급격한 상승이 달성될 수 있으며, 이때 특히 미세한 에어로솔 입자가 세정액 드롭에 결합되어 제거될 수 있다.
특히 흐름 횡단면의 적합한 선택에 의해 원전 사고의 거의 모든 진행 단계에서 상기와 같이 높은 유동 속도가 벤튜리 와셔(12)에서 제공된다. 이를 위해, 스로틀링 장치(24)는 응답시, 즉 한계 압력보다 높은 시스템 압력이 제공될 때 임계 강하 영역에서 작동되도록 설계된다. 이를 통해, 스로틀링 장치(24)에서 관류하는 가스 흐름은 격납 셸(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 무관하게 유동 매체에 관련한 음속이 나타난다. 격납 셸(2) 내 시스템 압력과는 무관하게 스로틀링 장치(24)의 유동 속도가 나타남으로써 스로틀링 장치(24)를 통과하는 체적 유동률이 격납 셸(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 거의 무관하게 일정하기 때문에, 이에 상응하여 앞에 연결된 벤튜리 와셔(12)를 관통하는 체적 유동률이 일정하다.
소위 평면 압력 작동을 달성하기 위해, 즉 격납 셸(2) 내에서 나타나는 시스템 압력을 직접 공급하기 위해, 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 벤튜리 와셔(12)가 일정하게 그리고 격납 셸(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 거의 무관하게 높게 선택된 유동 속도로 관류하도록 설계된다. 이는 격납 용기의 공급 라인에서의 압력 손실이 제타(zeta) 값이 1 미만, 바람직하게는 0.5 미만인 압력 손실이 적은 편심기 플랩을 사용함으로써 최소화될 수 있도록 달성된다.
도 2에 따른 확대도에서 볼 수 있듯이, 벤튜리 와셔(12)는 다수의 벤튜리관(16)을 포함한다. 이 경우, 벤튜리관(16)은 가스 흐름측으로 볼 때 감압 라인(6)과 입력측으로 연결되는 공통 공급 시스템(40)에 의해 물을 공급받는다. 벤튜리관(16)의 비교적 큰 부분은 소위 길이가 긴 벤튜리관으로 형성되며, 이와 같이 길이가 긴 벤튜리관은 배출구(18)에 의해 세정액(W)의 목표 레벨(20) 보다 위에 배치되어, "자유롭게 송풍가능한" 배열 방식으로 가스 챔버(22)로 직접 이어진다. 그러나 침전 또는 침강에 의해 벤튜리 와셔(12)의 작동 상태가 오염되거나 손상되는 것을 막기 위해, 벤튜리관(16)의 비교적 작은 부분, 즉 10% 이하가 아래쪽으로 경사 지게 배치된다. 이러한 벤튜리 사이클론(Venturi cyclone)에 의해 용기(14) 내에서 세정액(W)의 강력한 순환이 달성되기 때문에, 침강이 확실히 방지된다.
특히 길이가 긴 관으로 형성되는 벤튜리관(16)은 가스 입방미터 당 5리터 이상, 특히 10리터 이상의 세정액(W)으로 처리에 필요한 가스 흐름의 비교적 높은 물 하중을 허용하도록 형성된다. 이를 위해, 세정액(W)을 위한 벤튜리관(16)의 유입 영역(42)에 30°내지 45°의 개방각으로 노즐 주변에 고리형 슬롯 공급 시스템이 제공된다. 이 경우, 협소 지점(44) 또는 소위 벤튜리관(16)의 채널에서 검출되는 채널 횡단면과 고리형 슬롯 공급부에서 검출되는 유입면의 비율이 대략 3:1이 되도록 설계가 이루어진다. 또한, 협소 지점(44)은 관류하는 가스 흐름이 최대 유동 속도를 갖게 되는 지점이다. 그 결과, 벤튜리 와셔(12) 및 스로틀링 장치(24)의 설계 및 매칭을 위해 고려되는 유동 속도도 협소 지점(44)에서 검출된다.
이 실시예에서, 길이가 긴 벤튜리관으로 형성되는 벤튜리관(16)은 40mm 이하의 채널 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되기 때문에, 관류하는 매체에 의해 생성되는 저압으로 인해 수동으로 세정액이 흡인 및 분포될 경우에 개별 벤튜리관(16) 내부의 중심 방사 영역에까지 세정액(W)이 공급될 수 있다. 또한, 벤튜리관(16)은 높이 대 채널폭의 비가 10 이상이다.
또한, 도 2에 따른 확대도에서 볼 수 있듯이, 스로틀링 장치(24)는 비말 제거를 위해 배출관(46)을 가지는데, 상기 배출관(46)은 배출구 측으로 세정액(W)으로 이어진다. 스로틀링 장치(24)는 배출구 측으로 감압 라인(6)과 연결된다.
도 1에 도시된 바와 같이, 특히 콤팩트한 용기(14)를 달성하기 위해 다성분 을 포함하는 세정액(W)의 저장이 제공된다. 한편으로는 용기(14) 내에 세정액(W)이 제공되며, 상기 세정액(W) 내에 벤튜리 와셔(2)가 제공된다. 이에 대한 추가로 또는 보충으로서, 용기(14)는 세정액 측으로 공급 라인(48)에 이해 추가 세정액 저장기(50)와 연결된다. 세정액 저장기(50)는 용기(14) 안으로 세정액(W)을 추후에 확실히 공급하기 위해 측지학적으로 적합하게 높게 선택되도록 구상된 용기일 수 있으며, 이때 용기(14) 내 세정액(W)의 목표 레벨(20)은 추가 세정액 저장기(50)에서 나타나는 세정액(W)의 높이에 의해 조절된다. 이에 대한 대안으로서, 추가 세정액 저장기(50)로서 폐수 용기나 탈이온 공급 장치와 같은 수조가 제공될 수 있으며, 필요시에는 적합하게 선택된 경사면에 의해 또는 멤브레인 펌프 또는 압축 공기에 의해 용기(14) 안으로 세정액(W)이 추후 공급될 수도 있다.
또한, 용기(14)는 세정액 측으로 재공급 라인(52)에 의해 격납 셸(2)의 내부 챔버와 연결된다. 이를 통해, 재순환 또는 재공급 방식으로 공기에 동반한 방사성 물질 또는 에어로솔을 동반한 세정액(W)이 용기(14)로부터 격납 셸(2) 안으로 피드백될 수 있다. 따라서 상기와 같은 세정액(W)의 일정하거나 주기적인 재순환에 의해 방사성 물질이 전체적으로 격납 용기 또는 격납 셸(2)의 내부에 매우 확실하게 고정될 수 있기 때문에, 방사성 물질이 주변으로 배출될 위험이 특히 낮게 유지된다. 게다가, 세정액(W)의 이와 같은 재순환에 의해 남겨진 방사성 물질에 의해 들어오는 추후 붕괴열이 연속해서 용기(14)로부터 격납 셸(2) 안으로 다시 전이될 수 있기 때문에, 용기(14) 내에서 나타나는 세정액(W)의 증발이 특히 낮게 유지된다. 따라서 격납 셸(2)의 내부 챔버로 세정액(W)이 재순환하고 추가 세정액 저장기(50) 로부터 세정액(W)이 추후 공급됨에도 전체적으로 소비량이 떨어지는 세정액(W)의 증발에 따라 특히 낮게 유지될 수 있다.
점선(54)으로 표시된 바와 같이 재공급 라인(52)이 감압 라인(6)을 통해 격납 셸(2)의 내부 챔버와 연결될 수 있다. 도 3의 확대도에 도시된 바와 같이, 재순환은 격납 셸(2)로부터 배출되는 가스 흐름과 반대방향으로 수동 형식으로 이루어지며, 이때 격납 셸(2)을 통한 추가의 관통구는 필요하지 않다. 이 경우 재공급되는 세정액(W)을 위한 충분한 공급 압력을 보장하기 위해, 이 실시예에서는 세정액(W)이 내부에 존재하는 용기(14)가 충분한 측지학적 높이로, 다시 말해 격납 셸(2)로부터 감압 라인(6)의 배출 지점(56)보다 약 10m 위에 배치된다. 따라서 재공급 라인(52) 내 수주에서 나타나는 측지학적 압력에 의해서만 수동 시스템 형태로 격납용기 또는 격납 셸(2) 안으로 세정액(W)을 위한 충분한 재공급 압력이 보장된다.
이에 대한 대안으로서, 격납 용기 내에 과압이 발생할 때 배출 전기자의 폐쇄에 의한 순환 재공급이 제공되거나, 하부 임계적인 횡단면을 갖는 별도의 소형 라인의 활용 그리고 펌프, 예컨대 압축 공기 멤브레인 펌프 또는 원심 펌프의 상응하는 제공이 나타날 수도 있다. 이를 위해 필요한 부재, 예컨대 압축 공기 저장기(58)가 도 1에서 개략적으로 도시된다.
확실한 요오드 억제를 위해 용기(14) 내 세정액(W)의 pH 값이 알칼리값, 특히 9 이상의 값으로 조절된다. 이를 위해, 필요시에는 신선수 흐름에 존재하는 제트 펌프에 의해 OH, 다른 알칼리액 및/또는 나트륨티오술페이트의 계량 공급이 이 루어진다.

Claims (16)

  1. 격납 셸(containment shell)(2)을 갖는 핵공학 시스템(2)으로서, 상기 격납 셸(2)에 감압 라인(decompression line)(6)이 연결되고, 세정액(washing liquid)(W)이 담겨져 있는 용기(container)(14) 내에 배치되는 벤튜리 와셔(Ventruri washer)(12) 및 스로틀링 장치(throttling device)(24)가 상기 감압 라인(6)에 직렬로 연결되며, 상기 벤튜리 와셔(12) 및 상기 스로틀링 장치(24)는, 상기 벤튜리 와셔(12)의 스로틀링 장치(24)에서 상기 감압 라인(6) 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력에서 임계 강하(critical drop)가 나타날 때 상기 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 설계되는, 핵공학 시스템.
  2. 제 1항에 있어서, 상기 벤튜리 와셔(12) 및 상기 스로틀링 장치(24)는 상기 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 이단 혼합물을 위한 최대 속도 보다 약 1/3 더 낮게 설계되는, 핵공학 시스템.
  3. 제 1항 또는 제 2항에 있어서, 상기 벤튜리 와셔(12)가 다수의 벤튜리관(Venturi tube)(16)을 포함하며, 상기 다수의 벤튜리관(16) 중에서 비교적 큰 부분은 상기 세정액(washing liquid)(W)의 목표 레벨(20)보다 위쪽에 배치되며, 비교적 작은 부분, 바람직하게는 10% 이하의 부분은 아래쪽으로 배출 방향으로 배치되는, 핵공학 시스템.
  4. 제 1항 내지 제 3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 벤튜리 와셔(12)의 상기 벤튜리관(16)의 경우에 채널 횡단면과 세정액(W) 유입면 간의 비가 각각 10:1 이하, 바람직하게는 약 3:1로 나타나는, 핵공학 시스템.
  5. 제 1항 내지 제 4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 벤튜리 와셔(12)의 상기 벤튜리관(16)은 약 80mm 이하, 바람직하게는 약 40mm 이하의 채널 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되거나, 약 100mm 이하의 채널 폭을 가진 평면형 벤튜리관으로 형성되는, 핵공학 시스템.
  6. 제 1항 내지 제 5항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 벤튜리 와셔(12)의 상기 벤튜리관(16)의 경우에 높이 대 채널 폭의 비가 5 이상, 바람직하게는 10 이상인, 핵공학 시스템.
  7. 제 1항 내지 제 6항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 용기(14)가 세정액 측으로 세정액 저장기(50)와 연결되는, 핵공학 시스템.
  8. 제 1항 내지 제 7항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 용기(14)가 세정액 측으로 재공급 라인(52)에 의해 상기 격납 셸(2)의 내부 챔버와 연결되는, 핵공학 시스템.
  9. 제 8항에 있어서,
    상기 재공급 라인(52)은 상기 감압 라인(6)에 의해 상기 격납 셸(2)의 내부 챔버와 연결되는, 핵공학 시스템.
  10. 제 9항에 있어서,
    상기 용기(14)는 측지학적으로(geodetical) 볼 때, 상기 격납 셸(2)로부터 나온 상기 감압 라인(6)의 배출 지점(56)보다 약 5m 이상, 바람직하게는 10m 이상 더 높은 영역에 배치되는, 핵공학 시스템.
  11. 제 1항 내지 제 10항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 용기(14) 내에 9pH 값을 가진 세정액(W)이 남겨지는, 핵공학 시스템.
  12. 제 1항 내지 제 11항 중 어느 한 항에 있어서,
    비말 재순환 장치(droplet feedback) 및/또는 이중의 중력 비말 제거기(gravity droplet removal) 및/또는 바람직하게는 섬유 강도가 50㎛ 미만으로 하강하는 섬유를 갖는 섬유 제거기로 형성되는 금속 섬유 필터(28)가 상기 벤튜리 와셔(12) 뒤에 연결되는, 핵공학 시스템.
  13. 제 12항에 있어서,
    상기 금속 섬유 필터(28)는 5㎛ 이하 섬유 강도의 섬유를 갖는 필터, 바람직하게는 특수강 섬유로 이루어진 필터 또는 5㎛ 미만의 기공 직경 또는 섬유 직경을 가진 소결된 섬유 필터로 형성되는, 핵공학 시스템.
  14. 제 1항 내지 제 13항 중 어느 한 항에 있어서,
    은 화합물로 채워진 분자체(molecular sieve)(32)가 상기 벤튜리 와셔(12) 뒤에 연결되는, 핵공학 시스템.
  15. 제 1항 내지 제 14항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 스로틀링 장치(24)가 상기 용기(14) 내에 통합되는, 핵공학 시스템.
  16. 제 1항 내지 제 15항 중 어느 한 항에 따른 핵공학 시스템(1)의 감압을 위한 방법에 있어서, 상기 감압 라인(6) 내에서 공급되는 매체가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상의 유동 속도로 상기 벤튜리 와셔(12)에 공급되는, 핵공학 시스템의 감압 방법.
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KR1020057024878A KR100800217B1 (ko) 2003-06-25 2004-06-24 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법

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WO (1) WO2004114322A2 (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101363772B1 (ko) * 2012-02-29 2014-02-17 한국수력원자력 주식회사 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치
WO2015133794A1 (ko) 2014-03-03 2015-09-11 주식회사 미래와도전 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통

Families Citing this family (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5470099B2 (ja) * 2010-03-05 2014-04-16 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子力プラントおよび蒸気乾燥器
DE102010035509A1 (de) 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk
DE102010035510A1 (de) 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk
US8958522B2 (en) * 2011-06-02 2015-02-17 Westinghouse Electric Company Llc Fuel handling area passive filtration design
US9502144B2 (en) * 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
KR20140047452A (ko) * 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
US9922734B2 (en) * 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
DE102013205525A1 (de) 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102013205524A1 (de) 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102013209191A1 (de) * 2013-05-17 2014-11-20 Areva Gmbh Druckentlastungs- und Aktivitätsrückhaltesystem für eine kerntechnische Anlage
CN104182599B (zh) * 2013-05-21 2017-03-29 环境保护部核与辐射安全中心 核电厂气载放射性物质源评估方法
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US10176901B2 (en) 2013-08-14 2019-01-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems, methods, and filters for radioactive material capture
EP2937867B1 (en) * 2014-03-03 2018-11-14 Fnctech Containment filtered venting system used for nuclear power plant
CN103871495B (zh) * 2014-03-07 2016-06-29 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压***
CN103900842B (zh) * 2014-03-22 2016-06-29 哈尔滨工程大学 一种自吸式文丘里水洗器性能实验***
CN104064238B (zh) * 2014-06-13 2016-09-14 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站气载放射性流出物非能动水洗过滤***
CN104538067B (zh) * 2015-01-19 2016-08-31 中国核动力研究设计院 可拆式破口模拟件及其安装方法及破口模拟***
KR101713158B1 (ko) * 2016-01-08 2017-03-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소 중대사고시 핵분열 생성물 제거를 위한 피동형 스크러버 노즐
JP6737957B2 (ja) * 2016-11-28 2020-08-12 フラマトム ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所
KR101788555B1 (ko) * 2016-12-28 2017-10-24 주식회사 미래와도전 원자력발전소 격납건물 파손방지를 위한 습식여과배기시스템에 사용하는 피동형 스크러버 노즐
DE102017201115A1 (de) * 2017-01-24 2018-07-26 New Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einem Ventingsystem
US11227696B2 (en) 2017-11-21 2022-01-18 Westinghouse Electric Company Llc Reactor containment building spent fuel pool filter vent
JP6927893B2 (ja) * 2018-01-18 2021-09-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器ベントシステム
JP7122241B2 (ja) * 2018-12-19 2022-08-19 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 非常用ガス処理設備及び非常用ガス処理方法
CN110379533B (zh) * 2019-06-26 2021-01-19 中广核工程有限公司 用于核电厂安全壳过滤排放***的化学加药补液装置和方法

Family Cites Families (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE788625A (fr) * 1971-09-11 1973-01-02 Metallgesellschaft Ag Procede d'elimination de l'anhydride sulfurique et des brouillards d'acide sulfurique contenus dans des gaz
US3800511A (en) * 1973-03-09 1974-04-02 F Hull Extensible incinerator gas scrubber system with standard ductwork
US3914815A (en) * 1974-09-20 1975-10-28 Fuji Seiki Machine Works Pipe inside cleaning device
JPS5567303A (en) * 1978-11-14 1980-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Separating apparatus
US4272499A (en) * 1979-11-28 1981-06-09 Lone Star Steel Company Process and apparatus for the removal of particulate matter and reactive or water soluble gases from carrier gases
FI67030B (fi) * 1981-06-26 1984-09-28 Outokumpu Oy Foerfarande och anordning foer rening av gaser innehaollandefasta och gasformiga foeroreningar
JPS6336817A (ja) * 1986-07-31 1988-02-17 Chiyoda Chem Eng & Constr Co Ltd 湿式排煙浄化方法とその装置
SE500478C2 (sv) * 1986-09-17 1994-07-04 Flaekt Ab Förfarande och anordning för rening av gas
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE8709953U1 (de) * 1987-07-20 1987-09-10 Wap-Reinigungssysteme GmbH & Co, 7919 Bellenberg Hochdruck-Einpreßarmatur
US5043158A (en) * 1987-08-21 1991-08-27 Chembiomed, Ltd. Immunogenic compositions containing ordered carriers
ES2046361T3 (es) * 1988-04-18 1994-02-01 Siemens Aktiengesellschaft Central nuclear con una envoltura de seguridad.
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
RU1768242C (ru) * 1990-03-01 1992-10-15 Научно-исследовательский институт энергетического машиностроения МГТУ им.Н.Э.Баумана Циклонный сепаратор
JP3117221B2 (ja) * 1990-12-17 2000-12-11 株式会社東芝 原子炉格納容器フィルタードベント装置
JP2993744B2 (ja) * 1991-01-22 1999-12-27 株式会社日立製作所 原子炉格納容器減圧装置
DE59105324D1 (de) * 1991-02-07 1995-06-01 Siemens Ag Verfahren und Anlage zur Druckentlastung der Sicherheitshülle eines Kernkraftwerks.
DE4110680A1 (de) * 1991-04-03 1992-10-15 Rwe Energie Ag Kernreaktor
JP2971614B2 (ja) * 1991-05-22 1999-11-08 株式会社日立製作所 原子炉格納容器減圧装置
DE4126894A1 (de) * 1991-08-14 1993-02-18 Siemens Ag Verfahren und vorrichtung zur gewinnung von proben aus der atmosphaere in einem gasdicht abgeschlossenen behaelter, insbesondere aus dem reaktorsicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
US5279646A (en) * 1992-06-25 1994-01-18 Process And Control Technology Corporation Venturi scrubber and process
US5353949A (en) * 1992-09-21 1994-10-11 Pall Corporation Vent filter assembly
JPH07209488A (ja) * 1994-01-18 1995-08-11 Toshiba Corp 放出放射能低減装置
DE19532366C1 (de) * 1995-09-01 1996-12-05 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zur Inertisierung und zum Venting der Containment-Atmosphäre in einem Kernkraftwerk
US6047602A (en) * 1996-10-29 2000-04-11 Panametrics, Inc. Ultrasonic buffer/waveguide
FI103388B1 (fi) * 1997-08-29 1999-06-30 Outokumpu Oy Menetelmä kaasujen pesemiseksi useammassa eri vaiheessa ja tätä varten tarkoitettu monivaihepesuri
GC0000091A (en) * 1998-12-31 2004-06-30 Shell Int Research Method for removing condensables from a natural gas stream.
US6280502B1 (en) * 1998-12-31 2001-08-28 Shell Oil Company Removing solids from a fluid
ES2305356T3 (es) * 2002-02-04 2008-11-01 Areva Np Gmbh Procedimiento para la oxidacion catalitica de un gas y equipo de recombinacion para la ejecucion del procedimiento y sistema con un equipo de recombinacion de este tipo.

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101363772B1 (ko) * 2012-02-29 2014-02-17 한국수력원자력 주식회사 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치
WO2015133794A1 (ko) 2014-03-03 2015-09-11 주식회사 미래와도전 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통

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