KR920009648B1 - 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상급수 시스템 - Google Patents

원자력 발전소의 증기 발생기용 비상급수 시스템 Download PDF

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스테픈 스크론스키 제임스
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웨스팅하우스 일렉트릭 코오포레이숀
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Abstract

내용 없음.

Description

원자력 발전소의 증기 발생기용 비상급수 시스템
제1도는 4루우프 증기 발생 시스템과 함께 사용하기 위한 본 발명의 비상급수 시스템의 예시도.
제2도는 3루우프 증기 발생 시스템과 함께 사용하기 위한 본 발명의 비상급수 시스템의 예시도.
제3도는 2루우프 증기 발생 시스템과 함께 사용하기 위한 본 발명의 비상급수 시스템의 예시도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
3 : 입구라인 7 : 체크밸브
11 : 비상 급수 탱크 15,17,215,217 : 비상 급수 라인
23 : 모터구동 펌프 25,33,113,231 : 케비테이팅 벤츄리
27 : 증기 구동 펌프 35 : 흐름 벤조 밸브
109,111,219 : 공동 배출 라인
본 발명은 증기 발생기에 대한 주급수 시스템이 고장났을 경우 원자로를 냉각하도록 가압수형 원자로의 증기 발생기에 비상 급수를 공급하기 위한 비상급수 시스템에 관한 것이다.
원자력 발전용 가압수형 원자로에서, 가압 유체는 노심을 통과하여 가열된후 증기 발생기의 2차축에 위치한 열전달 관을 통과한다. 증기 발생기의 2차측에서 열전달관은 전력을 발생하는 터어빈을 돌리는데 사용되는 증기를 생상히기 위해 2차유체에 열을 전달한다.
가압수형 원자로의 증기 발생기에서 2차측을 위한 비상급수 시스템의 설비는 주급수 시스템을 사용할 수가 없을 때 사고 또는 과도기적 상황에 따라 증기 발생기에 급수를 공급하며, 응축기 또는 대기로 배출되는 증기로 비상급수를 변환함에 의해 발전소에 저장된 열과 노심붕괴열을 제거하여 증기 발생기의 용량을 유지하기 위한 것이다.
그러나 비상 급수 시스템은 일반적으로 저장 탱크내에 함유된 물과 같은 비상 급수원 및 필요시 비상 급수를 증기 응축기로 도입하도록 연결라인, 펌프 및 밸브 시스템으로 구성되어 있다.
여러가지 악조건 하에서 시스템의 작동을 가능하게 하기 위해 예를들면 전력 손실의 경우 또는 개폐신호에 응답하는 밸브의 고장과 같은 능동적인 고장 혹은 파이프 파손과 같은 수동적인 고장의 경우에 비상 급수 시스템의 작동을 수행하도록 장치가 구비되어 있다. 추가로 시스템을 작동하지 못하게 하는 화재 또는 공중폭격; 폭발과 같은 다른 외부 사건과 같이 비상 급수 세스템을 원격 방해할 가능성에 대처 하도록 설비가 만들어져야 한다.
따라서 본 발명의 주목적은 상기 모든 요구 조건을 만족시키고 저렴한 간격을 유지하도록 표준화 하기 쉬운 비상 급수 시스템을 제공하는 것이다.
이러한 목적에 따라 본 발명은 체크 밸브를 포함하는 입구라인을 통해 공급되어 증기 발생기의 급수 노즐에서 종료하는 주 급수 시템으로부터의 물이 원자로의 열을 제거하는데 사용될 수 없을 때 최소한 하나의 증기 발생기에 비상 급수를 공급하게 한 펌프를 구비하고, 저장 탱크로부터 비상급수를 공급하기에 적당한 가압수형 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템에 있으며, 각 서브 시스템은 최소한 하나의 발생기로 비상 급수를 공급하기에 적당하며, 또한 각 서브 시스템은 (a) 비상 급수 공급 탱크와 (b)탱크로부터 물을 배출하기 위해 급수 노즐과 체크 밸브사이에 있는 증기 발생기의 입구 라인과 연결된 한쌍의 비상 급수 라인과 (c) 한쌍의 비상 급수 라인중 하나에 설치되었으며 작동을 위해 전원을 가지고 있는 전기적으로 작동되는 모터 구동 펌프와, (d) 한쌍의 비상 급수 라인중 다른 하나에 설치되어 있으며 증기 발생기로부터의 증기를 공급하기 위한 장치를 가지고 있으며, 또한 다른 급수 라인을 펌프와 정상적일 때 닫혀 있는 밸브에 연결하게 되는 증기 구동 펌프와, (e) 펄프 다음에 그리고 급수라인과 입구라인을 연결하는 연결점 앞에 있는 각 비상급수 라인에 설치된 케비테이팅 벤츄리(cavitating venturi)로 구성된 것을 특징으로 한다.
4루우프 시스템에, 대한 실시예에서, 케비테이팅 벤츄리는 각 비상 급수 라인에 있으며, 4개의 증기 발생기 각각에는 하나의 급수 라인이 구비되어 있고, 각 쌍의 비상 급수 라인 사이에는 연결 라인이 구비되어 있다.
3루우프 시스템의 실시예에서, 서브 시스템의 각쌍의 비상 급수 라인중 하나는 비상 급수를 분리된 제1 및 제2증기 발생기로 장입시키는 반면 각쌍의 비상 급수 라인중 다른 하나는 제3증기 발생기의 공동 배출 라인을 형성하기 위해 결합된다. 케비테이팅 벤츄리는 제1 및 제2증기 발생기의 각 급수 라인에 구비되어 있으며 또 다른 케비테이팅 벤츄리가 공동 배출 라인에 구비되어 있다.
2루우프 시스템의 실시예에서, 서브 시스템의 각쌍의 비상 급수 라인은 두 개의 증가 발생기 중 분리된 하나에 공동 배출 라인을 형성하기 위해 결합되며, 케비테이팅 벤츄리는 두 개의 공동 배출 라인의 각각에 구비되어 있다.
본 발명은 단지 예로써 주어진 부수 도면을 참고로 양호한 실시예의 하기 설명으로부터 더욱 명백하게 될 것이다.
본 발명의 비상 급수 시스템은 두 개의 분리된 서브 시스템으로 급수 공급을 분리하기 위해 제공되며, 2루프, 3루프 또는 4루프의 가압수형 원자력 발전소에 관련되어 사용될 것이다. 루프의 표시는 가압수형 원자로와 연결된 증기 발생기의 수를 기준으로 한다.
제1도의 비상 급수 시스템(1)은 4개의 증기 발생기(S1,S2,S3,S4)를 포함하는 4루프 시스템과 함께 사용하도록 예시 되었다.
종래의 4루프 시스템에서는 각 증기 발생기(S1,S2,S3, 및 S4)는 각각 주 급수 시스템을 가지고 있으며, 상기 주급수 시스템은 입구라인(3)을 통해 물을 각 발생기로 공급하며, 상기 라인은 증기 발생기의 노즐(5)에서 종료함, 그 속에 체크 밸브(7)를 가지고 있다. 상기 체크 밸브(7)는 원자로와 관련 설비들을 포함하고 있는 격납용기 벽(9)의 외측에 있는 입구 라인(3)에 위치되어 있다.
본 발명에 따라서 A 및 B로 지적된 두 개의 분리된 서브 시스템이 제공되며, 각각의 서브 시스템은 한쌍의 발생기를 담당하게 된다. 즉 도시된 바와같이 지역 A는 증기 발생기((S1,S2)를 담당한다. 서브시스템들은 분리된 지점에 위치하며, 또한 그러한 서브시스템중 하나는 다른 하나의 서브시스템에 대해 격납용기의 반대측에 위치하는 것이 바람직하다.
각 서브 시스템은 증기 발생기에 비상급수를 공급하기 위한 부품들을 포함하고 있으며, 간결히 하기 위해 특별히 서브시스템지역 A에 관해서만 설명하겠다. 서브시스템 지역 A는 공급될 비상 급수(13)을 함유하는 비상 급수 탱크(11)를 포함하고 있다. 비상 급수 탱크(11)로부터 비상 급수 라인(15,17)이 나온다. 체크 밸브(7)와 노즐(5)사이의 위치에서, 비상 급수 라인(15)은 입구라인(3)과 함께(19)로 증기발생기(S2)에 연결되며, 반면 비상 급수 라인(17)은 입구라인(3)과 함께(21)로 증기 발생기(S1)에 연결된다.
비상 급수 라인(15)에는 전기적으로 작동되는 모터 작동 펌프(23)를 구비하고 있으며, 또한 비상 급수 탱크(11)로부터 물을 배출하기 위해 펌프를 자동하는 전원을 가지고 있다. 추가로 비상급수라인(15)내에서 펌프(23) 그리고 라인을 증기발생기 S2의 입구라인(3)에 연결하는 연결점(19)사이에 구비되어 있는 것은 케비테이팅 벤츄리(25)이다.
비상 급수라인(17)에는 증기터어빈 구동펌프(27)를 구비하고 있다. 증기 공급 라인(29)은 증기 발생기(S1)의 주증기 시스템으로부터 증기를 제공하며, 정상적일 때 닫힌 위치에 있는 공기압작동 증기를 흡입 밸브와 같은 밸브장치(31)를 포함하고 있다. 또한 증기 구동 펌프의 작동은 비상급수 탱크(11)에서 물을 배출한다. 비상 급수 라인(17)내에서 펌프(27) 그리고 라인을 증기발생기 S1의 입구라인(3)에 연결하는 연결점(21)사이에 구비되어 있는 것은 케비테이팅 벤츄리(33)이다.
케비테이팅 벤츄리(25,33)는 비상급수라인(15,17)내의 비상급수 흐름을 특정 흐름으로 조정하게 된다. 케비테이팅 벤츄리는 몇가지 목적을 수행하게 된다. 증기라인 또는 급수 라인이 파손되었을 경우 펌프(23,27)는 감소된 압력으로 배출시킬 것이다.
그러한 경우 케비테이팅 벤츄리는 각 라인내의 흐름을 특정 흐름으로 조정하여 고갈로 안한 펌프의 손상을 방지하게 된다. 또한 모든 펌프가 작동 되면서 증기 라인이 파손되었을 경우 케비테이팅 벤츄리(25,33)는 원자로 냉각 시스템부품들의 바람직하지 않는 고냉각율을 발생시키는 비상급수의 과도한 흐름을 방지한다.
또한 잠시(즉 작동자의 조치가 취해 지기전)증기 발생기로의 비상 급수 흐름을 제한함에 의해 케비테이팅 벤츄리는 증기 발생기에 물과 함께 고체 물질이 채워지는 것을 방지하며, 증기 라인 범람의 부수적인 문제도 방지해 준다. 추가로 격납용기 내부에서 증기 라인의 파손이 일어났을 경우에 케비테이팅 벤츄리는 격납 용기에서 발생된 질량 및 에너지에 비상급수 시스템의 기여를 제한하게 된다. 또한 각 증기 발생기에 대해 각각 비상 급수 라인의 케비테이팅 벤츄리를 사용함에 의해 하나의 증기 발생기가 대기압으로 감압되고 다른 완전한 증기 발생기가 설계치 압력에 있을 때 증기 라인 또는 급수 라인 파손의 경우에도 거의 균형된 흐름 분포가 유지된다. 비상급수 흐름율이 정상적일 동안 벤츄리는 조정되지 않으며, 케비테이팅 벤츄리에 기인하는 영구적인 헤드손실은 동일한 오리피스(orifice)에서 보다 상당히 적게 될 것이다.
흐름 변조 밸브(25)가 각각의 펌프(23,27)와 케비테이팅 벤츄리 오리피스(25,33)사이의 각각 비상 급수라인(15,17)에 구비되어 있다. 이들 흐름 변조 밸브(35)는 정상적일 때 개방되어 있고, 고장시 개발되며, 공기로 작동되는 수동 제어밸브이다. 국지적인 수동 오버라이드가 공기의 손실 또는 밸브 제어 회로의 고장시 밸브의 위치를 선정하도록 하는 밸브상에 구비되어 있다.
제1 및 제2연결 라인(37,39)이 또한 비상급수 라인(15) 및 (17)사이를 연결하기 위해 구비 되었으며, 흐름 변조 밸브(35)의 위치를 따라 전후에 설치되어 있다. 펌프(23,27)와 흐름 변조 밸브(35)사이에 위치된 제1연결라인(37)은 정상적일 때 개방위치에 있는 모우터 작동밸브(41)와 같은 밸브장치를 포함하고 있다.
이들 밸브(41)는 개개의 펌프가 파이프 누출과 같은 고장이 일어난 경우 서로 격리 되도록 하는 반면 국지적인 수동 오버라이드가 제어 고장시 수동적인 위치 선정을 하도록 각 밸브(41)상에 구비되어 있다. 흐름 변조 밸브(35)와 케비테이팅 벤츄리 오리피스(25,33)사이에 위치된 제 2연결라인(39)은 정상적일대 개방위치에 있는 겅기 작동 밸브(43)와 같은 밸브 장치를 포함하고 있다. 이들 밸브(43)는 개개의 펌프가 고장시 서로 격리 되도록 하거나 개개의 증기 발생기 흐름 제어를 형성하도록 해준다. 하나의 밸브가 폐쇄된 급수 라인 또는 증기 라인 파손에 따른 고장난 증기 발생기로의 흐름도 중단된다.
각각의 비상급수라인(15) 및 (17)은 또한 공기로 작동되며, 정상적일 때 개방되어 있고, 고장시 개방되는 흐름 변조밸브(35)의 하방에 있는 격리 밸브와 같은 밸브장치(45)를 구비하고 있다. 이들 밸브(45)는 주급수라인 또는 주증기 라인의 파손에 따른 고장난 증기 발생기와 비상급수 흐름을 격기시키는데 사용된다. 또한 이블 브(45)는 파이프 누출과 같은 고장의 경우 또는 보수 작업을 위해 사용되는데 이러한 상황하에 이들 밸브를 주급수 시스템 또는 증기 발생기내에서 비상급수 시스템과 고온 고압수 사이의 장벽 역할을 한다.
정상적일때 개방된 위치로 고정되어 있는 수동밸브(47)와 같은 밸브장치는 탱크(11)와 펌프(23,27)사이의 비상급수라인(15,17)에 위치되어 있다. 이들 밸브들은 보수 작업 또는 파이프 누출과 같은 고장의 경우에 개개의 펌프를 격리한다. 개방된 위치로 고정된 수동 게이트 밸브와 같은 추가된 밸브장치(49)는 비상급수 라인(15,17)의 각 펌프 배출부에 위치되어 있으며, 상기 밸브는 정상적일때 개방된 위치로 고정되어 있으며, 상기 밸브는 정상적일 때 개방된 위치로 고정되어 있으며, 단지 펌프의 보수 작업시만 닫혀진다.
또한 (51)로 지시된 체크밸브는 작동펌프로부터의 고압배출수가 비작동 펌프를 통해 역류하여 저압흡입파이프 및 탱크로 되돌아 오는 것을 막기 위해 비상급수라인(15,17)의 각 펌프 배출부에 구비되어 있다. 체크밸브(53)는 또한 이들 각 급수 라인이 주급수라인(3)과 연결되는 지점 근처의 각 비상 급수라인(15,17)에 위치되어 있다. 이들 체크 밸브(53)는 비상급수펌프가 작동되지 않을 때 주급수 시스템 또는 증기 발생기로 부터의 고온 고압수가 비상급수 라인으로 흐르는 것을 막아준다.
신뢰성을 확실하게 하기 위해 두 개가 서브시스템은 두 개의 여분 그룹 또는 전력 트레인(도시안됨)으로 분리되어 있다. 이들 두 전력 트레인의 각각은 우선적인 전력 공급체 및 대기중인 전력 공급체에 연결되어 있다. 우선적인 전력 공급체는 송신 네트워크(원거리 전원)로부터 하나 이상의 회로로 구성되며, 대기중인 전력 공급체는 두 개의 디젤 발전기와 같은 비상 발전기로 구성되어 있다. 따라서 두 전력 트레인의 각각에 있는 중추 버스(Vital bus)는 원거리 전원 또는 원거리 전원이 고장났을 경우 하나의 비상 발전기에 연결되어 있다.
발전소의 정상적인 운전중에 원거리 전원 보통 발전소 시동 변압기를 통해 공급된다. 그러나 원거리 전원의 손실이 일어나 발전소 트립이 일어나면 비상 발전기의 대기중인 전력 공급체는 시스템의 전력 요구치로 이용할 수 있다. 두 개의 전력 트레인은 두 서브 시스템 사이에 공동 모드의 고장이 일어나는 것을 방지하기 위해 충분한 물리적 및 전기적 분리 그리고 여유를 제공하게 된다. 따라서 비상 급수 시스템은 원거리 전원의 손실과 더불어 하나의 전기 트레인이 완전히 손실되는 것도 받아들일 수 있으며, 모든 시스템의 요구치에 부합하게 된다.
이중 비상 급수원(도시안됨)이 또한 단일 탱크 또는 저장조, 또는 몇몇 탱크 및/또는 저장조와 같이 제공된다. 이중 비상 급수원은 안전 등급이 필요 없지만 발전소가 고온대기 상태를 유지하도록 충분한 양의 물을 포함하고 있어야 한다. 이중 비상 급수원으로 부터의 물은 라인(55)을 통해 비상 급수 탱크(11)로 장입된다.
오리피스 재순환 라인(57)은 각각의 펌프 배출부에서 비상 급수 탱크(11)로 돌아가도록 되어 있다. 상기 오리피스는 배출 흐름 통로가 격리 되었을 경우에 펌프 보호를 위해 필요한 양의 재순환 흐름을 재공할 수 있는 크기로 되어 있다. 상기 설명은 증기 발생기(S1및 S2)를 담당하는 서브시스템 A의 부품에 관한 것이지만 도면을 참고로 서브 시스템 B는 별개의 지점에 위치한 증기 발생기(S3및 S4)를 담당하는 부품을 포함하고 있다는 것을 알수 있다.
펌프(23,27)는 증기라인 또는 급수라인이 파손되지 않았을 경우에 단지 하나의 펌프가 1분 동안의 시스템 작동중 최소수의 증기 발생기(2개)에 최소량의 필요한 비상급수 흐름을 공급할 수 있는 크기로 되어 있으며, 증기 발생기의 압력은 주증기 시스템내의 최소 세트의 안전 완화밸브의 설정치와 안전 밸브의 축적치를 더한 것과 동일하다.
주급수 라인 또는 증기라인의 파손이 일어났을 경우에 관련 서브시스템의 아무런 비상 급수 흐름도 증기 발생기에 도달되지 않을 것이라는 것을 알수 있다. 그러한 경우 비상 급수 펌프(23,27)의 크기는 사용되지 않는 서브 시스템의 두펌프 모두가 상기 서술한 바와같은 압력을 갖는 최소수의 관련 증기 발생기(2개)에 최소량의 필요한 비상 급수 흐름을 공급할수 있어야 한다.
각 터빈 펌프(27)용 증기 공급 라인(29)은 단지 하나의 증기 발생기로부터 주증기 라인에 연결되어 있다(서브 시스템 A에서는 터빈 펌프용 증기 발생기(S1) 그리고 서브 시스템 B에서는 터빈 펌프용 증기발생기(S3)임). 각 터빈에 대한 증기 공급라인은 공기 또는 전력 손실시 개방 되도록 설치된 공기압 작동 밸브인 증기 흡입 밸브(31)에 끼워져 있다. 증기 흡입 밸브(31)는 자신을 개방하고 공기를 환기하도록 여분 솔레노이드 밸브를 작동하기 위해 작동 트레인에서 전력을 받는 서브시스템 A 및 서브시스템 B를 사용한다. 이렇게 하여 작동 트레인중 하나가 고장 났을 경우 양쪽 서브 시스템에서 터빈 구동 펌프(27)와 모터 구동 펌프(23)가 작동되지 못하도록 하는 것을 방지해 준다.
비상 급수 시스템(1)은 정상적인 발전소의 운전중에는 작동되지 않지만 과도기적 상태 또는 사고가 일어난 경우에 비상 급수를 증기 발생기에 공급하기 위한 준비 상태로 남아있다. 그러한 사건이 일어났을 경우 비상 급수 펌프는 다음과 같이 자동으로 시동된다.
신 호 시동되는 펌프
어느 한 증기 발생기에서 2/4 레벨 채널내의 저-저레벨 모터 구동 펌프 (23)
어느 한 증기 발생기에서 2/4 레벨 채널내의 저-저레벨 터빈 구동 펌프 (27)
안전 주입 모터 구동 펌프 (23)
비상 급수 라인(15,17)내의 모든 밸브가 개방되면 상기 지적한 바와같이 펌프 자동 시동에 따라 증기 발생기에 비상 급수의 즉각적인 전달이 일어난다. 상기 시스템은 작동 신호가 있은후 1분내에 적어도 2개의 관련 증기 발생기에 적어도 최소량의 필요한 흐름을 공급하고 작동자의 조치없이 무한정 기간동안 이러한 전달을 계속 하도록 설계 되었다. 작동자의 조치가(30분 지연되었다고 가정함) 취해 질 때 비상 비상 급수 흐름율은 증기 발생기의 수위를 세밀한 제어 범위내에 유지 하도록 수동제어 흐름 변조 밸브(35)를 위치 하므로서 조정된다.
원자로가 트립되고, 비상 급수 시스템이 노심 붕괴열을 분산하고 하나의 원자로 냉각재 펌프(작동된다고가정함)에 열이 들어가는 것을 막기 위해 증기가 제거되는 비율과 동일한 비율로 증기 발생기에 물을 공급하게 되면 발전소는 안정한 고온대기 상태가 된다. 발전소는 단지 탱크(11)내의 물의 양과 이중 비상 급수원에 의해 제한된 기간동안 이러한 상태로 유지될 수 있다. 사고가 해결되면 발전소의 출력 작동이 재개된다. 주급수 시스템에 의해 증기 발생기에 정상적인 급수 흐름이 재개되며 비상 급수 펌프는 수동으로 정지된다. 사고가 해결되지 않으면 발전소의 냉각 정지가 일어난다. 이러한 경우 비상급수 시스템은 1차 시스템의 열관 온도가 필요한 수준으로 감소될 때 까지 증기 발생기에 급수의 공급을 계속하며, 이때 발전소의 잔열 제거 시스템이 작동되고 비상급수 시스템은 비상 급수 펌프를 수동으로 정지함에 의해 고정된다. 잔열제거 시스템은 냉각 정지 상태까지 냉각을 계속하게 한다.
S5,S6및 S7로 표시된 세 개의 증기 발생기를 포함하는 3루우프 시스템과 함께 사용하기 위한 본 발명의 실시예가 제2도에 예시되어 있다. 상기 실시예의 시스템(101)은 4루프 시스템의 부품을 가지고 있을 뿐만 아니라 부품의 참고 번호로 제1도의 것과 대응한다. 또한 4개의 비상 급수라인(15,15 : 17,17)이 구비되어 있으며, 단지 차이점은 각 서브 시스템의 급수 라인(15,15)중 하나가 제3증기 발생기로 공동 배출 라인을 형성하기 위한 결합되어 있다는 것이다.
예시된 바와같이 서브시스템 A의 비상 급수 라인(17)은 증기 발생기(S5)를 담당하는 반면 서브시스템 B의 비상 급수라인(17)은 증기 발생기(S6)를 담당한다. 제3증기 발생기 S7은 주급수 시스템에 연결된 입구라인(103)을 가지고 있으며, 라인(103)은 증기 발생기 S7의 노즐(105)에서 종료되며, 체크 밸브(107)가 라인(103)상에 구비되어 있다. 서브 시스템 A의 다른 비상 급수 라인(15)과 서브 시스템 B의 다른 비상급수라인(15)은 체크 밸브(107)와 노즐(105)사이의 지점에서 (111)로 입구라인(103)과 연결되는 공동 배출라인(109)을 형성하기 위해 결합되어 있다. 예시된 바와같이, 상기 연결점(111)은 격납용기의 내부 즉, 격납용기 벽(9)의 내측에 존재해도 좋다.
비상 급수 라인(15,17)내에 케비테이팅 벤츄리(25,33)에 추가하여, 또다른 케비테이팅 벤츄리(113)가 공동 배출라인(109)에 구비되어 있다. 또한 추가된 체크 밸브(115)가 입구라인(103)과 라인(109)을 연결하는 연결점(111)과 케비테이팅 벤츄리(113)사이의 공동 배출 라인(109)에 구비되어 있다.
S8및 S9로 표시된 두 개의 증기 발생기를 포함하는 2루프 시스템과 함께 사용하기 위한 본 발명의 실시예가 제3도에 예시되어 있다. 상기 실시예의 비상 급수 시스템(201)은 또한 두 개의 서브 시스템 A 및 B를 가지고 있다. 두 증기 발생기(S8및 S9)의 각각은 입구 라인(203)과 노즐(205)을 통해 물을 증기 발생기에 공급하 주급수 시스템을 가지고 있으며, 체크 밸브(207)는 격납 용기 벽(209)의 외측에서 각 라인(203)에 위치하고 있다. 두 개의 서브 시스템 A 및 B는 서로 상이한 지점에 위치하고 있다. 서브 시스템 B와 동일한 부품을 갖는 서브 시스템 A에서 비상 급수 탱크(211)는 한쌍의 비상 급수 라인(215,217)으로 배출되는 비상 급수(213)를 함유하고 있다. 비상 급수 라인(215,217)은 공동 배출라인(219)을 형성하기 위해 결합되며, 상기 공동 배출라인(219)은 체크 밸브(207)와 노즐(205)사이의 지점에서 증기 발생기(S8)의 입구 라인(203)과 연결된다.
비상 급수 라인(215)에는 전기적으로 작동되는 모터 작동 펌프(223)를 구비하고 있는 반면, 비상 급수 라인(217)에는 증기 터빈 구동 펌프(225)를 구비하고 있다. 증기 공급 라인(227)은 증기 발생기(S8)의 증기 시스템으로부터 증기를 공급하며, 공기압으로 작동되며, 정상적일 때 닫혀 있는 증기 흡입 밸브인 밸브 장치(229)를 포함하고 있다. 모우터 작동 펌프(223) 또는 증기 구동 펌프(225)중 하나가 작동되면 각각 비상급수 라인(215,217)을 통하여 비상 급수 탱크(211)로부터 물이 배출될 것이다. 케비테이팅 벤츄리 오리피스(231)가 공동 배출라인(219)에 구비되어 있다.
흐름 변조 밸브(233)는 각각의 펌프(223,225)와 공동 배출 라인(219)사이의 각 비상 급수 라인(215,217)에 위치되어 있다. 흐름 변조 밸브(233)는 국지적인 수동 오버라이드를 가지고 정상적일 때 개방되며, 고장시 개방되며 공기로 작동되는 밸브이다. 이들 밸브(233)는 시스템이 작동될 때 정상적으로 개방될 것이다. 이들은 또한 작동자가 증기 발생기로의 비상 급수 흐름율을 제어하게 하여 작동자의 조치가 취해진 후 긴 시간동안 증기 발생기의 수위가 정확한 제어범위내에 유지되도록 하기 위해 제공되었다. 안전 등급의 공기 공급체가 각 밸브(233)에 대해 제공되며, 국지적인 수동 오버라이드는 공기의 손실 또는 밸브 제어회로의 고장시 위치 선정을 하도록 구비되어 있다. 정상적일 때 개방되어 있는 모터 작동밸브(235)와 같은 밸브장치는 흐름 변조 밸브(233) 아래의 각 비상 급수 라인(215,217)에 구비되어 있다. 밸브(235)는 파이프 누출과 같은 고장시 보수를 위해 비상급수 라인을 격리되도록 해준다. 또한 이들 밸브(235)는 급수 라인 또는 주증기 라인의 파손에 따른 고장난 증기 발생기로 비상급수가 흐르는 것을 격리하기 위해 사용된다. 국지적인 수동 오버라이드는 제어 불가능시 수동적인 위치 선정을 위해 각 밸브(235)상에 구비되어 있다. 개방 위치로 고정된 수동 게이트 밸브(237)는 비상 급수 탱크와 각 펌프 사이에 위치해 있는 반면 또다른 개방위치로 고정된 수동 게이트 밸브(239)는 각 비상 급수 라인(215,217)내의 흐름 변조 밸브(233)와 각 펌프 사이에 위치하고 있다. 밸브(237)는 파이프 누출과 같은 고장이 일어났을 경우 보수 작업을 위해 개개의 펌프를 격리하는데 사용된다. 밸브(239)는 단지 펌프 보수시에만 닫혀진다.
체크 밸브(241)는 각각의 펌프(223,225)와 공동 배출라인(219)사이의 각 비상 급수 라인(215,217)에 구비되어 있다. 서브 시스템내의 어떠한 하나의 펌프가 시동되었을 때 이들 체크밸브(241)는 자동 펌프의 고압 배출수가 비작동펌프를 통해 저압 비상 급수 탱크(211)로 돌아오는 역류를 방지해준다. 또한 체크 밸브(243)는 주급수 입구 라인(203)과 함께 연결점(221)근처의 공동 배출라인(219)에 위치되어 있다. 상기 체크 밸브(243)는 비상급수 펌프(223,225)가 작동되지 않을때 주 급수 시스템 또는 증기 발생기로부터의 고온 고압수가 비상 급수 시스템으로 흐르는 것을 방지해 준다.
상술한 실시예에서와 같이 두 개의 여분 적재 그룹 또는 전력 트레인(도시안됨)이 신뢰성을 증가하기 위해 두 서브시스템과 함께 사용된다.
이중 비상 급수원(도시안됨)이 라인(245)을 통해 급수 탱크(211)를 채우도록 구비되어 있다. 또한 오리피스 재순환라인(247)은 각 그룹의 배출수를 비상급수 탱크(211)로 되돌아 가도록 하기 위해 구비되어 있다.
2루프 시스템내에 있는 서브 시스템의 작동은 다른 시스템의 작동과 유사하며, 펌프는 양 서브 시스템내의 단지한 펌프가 하나의 증기 발생기에 영향을 주는 주급수 라인 또는 증기 라인 파손의 경우 효과적인 증기 발생기에 최소한의 필요한 급수 흐름을 제공할 수 있는 크기를 가져야 한다. 각 터빈 구동 펌프용 증기 공급라인은 단지 하나의 증기 발생기로부터의 주증기 라인에 연결되어 있으며, 상술한 실시예에서와 같이 끼워진다.

Claims (9)

  1. 체크 밸브를 포함하는 입구 라인을 통해 공급되어 증기 발생기의 급수 노즐에서 종료하는 주급수 시스템으로부터의 물이 원자로의 열을 제거하는데 사용될 수 없을 때 최소한 하나의 증기 발생기에 비상급수를 공급하게 한 펌프를 구비하고, 저장 탱크로부터 비상 급수를 공급하기에 적당한 가압수형 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상급수 시스템에 있어서, 두 개의 분리된 서브 시스템이 서로 간격져 있으며, 각 서브 시스템은 최소한 하나의 증기 발생기로 비상 급수를 공급하기에 적당하며, 또한 각 서브 시스템은 (a) 비상 급수 공급 탱크(11)와, (b) 뱅크(11)로부터 물을 배출하기 위해 급수 노즐(5)가 체크밸브(7)사이에 있는 증기 발생기(S)의 입구라인과 연결된 한쌍의 비상 급수 라인(15,17)과, (c) 한쌍의 비상 급수 라인(15,17)중 하나(15)에 설치되어 있으며 작동을 위해 전원을 가지고 있는 전기적으로 작동되는 모터 구동펌프(23)와, (d) 한쌍의 비상 급수라인(15,17)중 다른 하나(17)에 설치되어 있으며 증기 발생기(S)로부터의 증기를 공급하기 위한 장치를 가지고 있으며, 다른 하나의 급수라인(17)에 정상적일 때 닫혀있는 밸브(31)를 연결하게 되는 증기 구동 펌프(27)와, (e) 펌프(23,27) 다음에 그리고 입구 라인(3)과 급수라인이 연결되는 연결점앞에 위치하는 각 비상 급수라인에 설치된 케비테이팅 벤츄리(25)로 구성된 것을 특징으로하는 원자력 발전소의 증기발생기용 비상 급수 시스템.
  2. 제1항에 있어서, 4개의 증기 발생기가 원자로에 연결되었으며, 하나의 서브시스템이 4개의 증기 발생기중 2개를 위해 구비되었으며, 또다른 서브시스템이 4개의 증기발생기중 나머지 2개를 위해 구비된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
  3. 제1항에 있어서, 세 개의 증기 발생기를 구비하고 있으며, 서브시스템의 각 쌍의 비상 급수 라인(15,17)중 한(17)는 탱크(11)로부터 분리된 제1 및 제2증기발생기(S5,S6)에 물을 배출하기에 적당하며, 각 비상급수라인(15,17)은 펌프(23,27)의 하방에 케비테이팅 벤츄리(25,33)를 포함하고 있으며, 각쌍의 비상 급수라인(15,17)중 다른 하나(15)는 탱크로부터 제3증기 발생기(S7)에 물을 배출하는 공동 배출라인(109,111)을 형성하기 위해 결합되며, 또다른 케비테이팅 벤츄리(113)가 공동 배출 라인(109,111)에 구비되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
  4. 제3항에 있어서, 전기 모터 구동펌프(23)가 공동 배출라인을 형성하기 위해 결합되는 비상 급수 라인(15)에 위치되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 증기발생기용 비상 급수 시스템.
  5. 제1항에 있어서, 두 개의 증기 발생기(S8,S9)가 구비되어 있으며, 각각의 비상 급수 라인(215,217)은 두 개의 증기 발생기(S8,S9)중 분리된 하나에 연결되는 공동 배출라인(215,217)을 형성하기 위해 결합되며, 케비테이팅 벤츄리(231)가 각각의 공동 배출라인(219)에 구비되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
  6. 제1항 내지 제5항중 어느 한항에 있어서, 흐름 변조장치(35)가 펌프(23,27)와 케비테이팅 벤츄리(25,33)사이의 각 비상 급수 라인에 구비되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상급수 시스템.
  7. 제6항에 있어서, 제1연결 라인(37)이 각 쌍의 비상급수라인(15,17)에서 펌프(23,27)와 흐름 변조장치(35)사이에 구비되어 있으며, 밸브 장치(41)가 제1연결라인(37)에 구비되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
  8. 제7항에 있어서, 제2연결 라인(39)이 각 쌍의 비상 급수 라인(15,17)에서 흐름 변조장치(35)와 케비테이팅 벤츄리(25,33)사이에 구비되어 있으며, 밸브 장치(43)가 제2연결 라인(39)에 구비되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
  9. 제8항에 있어서, 펌프들은 각각 증기가 최소한 노심 붕괴열을 제거하게 되는 비율과 동일한 비율로 두 개의 증기 발생기에 충분한 양의 비상 급수를 공급할 수 있도록 선택되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 증기 발생기용 비상 급수 시스템.
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Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5120494A (en) * 1990-07-10 1992-06-09 General Electric Company Reactor-core isolation cooling system with dedicated generator
US5213755A (en) * 1991-04-01 1993-05-25 General Electric Company Low pressure coolant injection modification for boiling water reactors
DE4126629A1 (de) * 1991-08-12 1993-03-11 Siemens Ag Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren
US5388130A (en) * 1993-12-21 1995-02-07 Posta; Bekeny Steam generator located outside nuclear power plant primary containment
US5863497A (en) * 1996-03-11 1999-01-26 The Proctor & Gamble Company Electrostatic hand sanitizer
DE59701287D1 (de) * 1997-12-23 2000-04-20 Eloma Gmbh Groskuechentechnik Verfahren zum Entfeuchten eines Garraumes eines Dampfgargerätes sowie Vorrichtung hierfür
KR100331506B1 (ko) * 1999-04-22 2002-04-06 정길호 콘크리트건물 옥상의 방수시공 방법
KR100448876B1 (ko) * 2001-11-09 2004-09-18 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소의 비상급수 시스템
KR100785175B1 (ko) * 2006-11-17 2007-12-11 조극래 치수 시스템
CN101800085B (zh) * 2009-02-11 2012-06-27 中国核电工程有限公司 核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水***
CN103187110B (zh) * 2012-01-03 2015-11-25 陈光焕 核能蒸汽自压加水棒
CN102759098B (zh) * 2012-05-09 2014-05-07 杨子路 非动能给水***
CN103021481B (zh) * 2012-12-05 2015-11-04 中国核电工程有限公司 辅助给水***给水汽动泵大流量控制方法及控制装置
CN103474117B (zh) * 2013-09-03 2016-08-17 中国核电工程有限公司 一种增加旁通管线的辅助给水***安全补给方法
GB2568692B (en) * 2017-11-23 2020-01-22 Rolls Royce Plc Nuclear power plants

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3431168A (en) * 1967-06-26 1969-03-04 Gen Electric Reactor cooling system
DE2013976A1 (en) * 1970-03-24 1971-12-23 Kraftwerk Union Ag Emergency water feed system - for nuclear energy steam raising plant esp boiling water reactors
GB1416184A (en) * 1972-03-07 1975-12-03 Atomic Energy Authority Uk Cooling nuclear reactor fuel
US3873817A (en) * 1972-05-03 1975-03-25 Westinghouse Electric Corp On-line monitoring of steam turbine performance
DE2316066C2 (de) * 1973-03-30 1982-05-27 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor
GB1472252A (en) * 1973-04-25 1977-05-04 Nuclear Power Co Ltd Protective arrangements for cooling systems
CA1027679A (en) * 1973-07-31 1978-03-07 Walter E. Desmarchais Emergency core cooling system for a nuclear reactor
DE2345580C3 (de) * 1973-09-10 1978-05-24 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kernreaktoranlage
US3892625A (en) * 1973-10-12 1975-07-01 Us Energy Radial blanket assembly orificing arrangement
SE411972B (sv) * 1973-11-20 1980-02-11 Kraftwerk Union Ag Anordning for nodkylning av tryckvattenreaktorer
FR2264367B1 (ko) * 1974-03-12 1976-12-17 Electricite De France
US4071403A (en) * 1974-08-01 1978-01-31 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for protecting the core of a nuclear reactor
DE2606469B2 (de) * 1976-02-18 1977-12-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Notspeisesystem zur kuehlung von kernreaktoranlagen
US3998053A (en) * 1976-03-15 1976-12-21 Caterpillar Tractor Co. Three-pump - three-circuit fluid system of a work vehicle having controlled fluid-combining means
JPS6010594B2 (ja) * 1977-01-25 1985-03-18 株式会社東芝 原子力発電プラント
FR2416532A1 (fr) * 1978-02-06 1979-08-31 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux reacteurs nucleaires a eau pressurisee
DE2921694C2 (de) * 1979-05-29 1981-12-03 Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh, 6800 Mannheim Einrichtung zur Abfuhr der in einem Dampferzeuger einer Druckwasserreaktoranlage zu übertragenden Wärme bei kurzzeitigem Ausfall der Notspeisewasserpumpen
DE3005643C2 (de) * 1980-02-15 1984-02-09 Brown, Boveri & Cie Ag, 6800 Mannheim Notspeiseanlage für einen Dampferzeuger
US4367194A (en) * 1980-09-22 1983-01-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Emergency core cooling system
SE435432B (sv) * 1981-03-30 1984-09-24 Asea Atom Ab Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten

Also Published As

Publication number Publication date
GB2156957A (en) 1985-10-16
JPS60254000A (ja) 1985-12-14
ES8706352A1 (es) 1987-06-16
JPH0712957Y2 (ja) 1995-03-29
GB2156957B (en) 1987-12-16
IT8520037A0 (it) 1985-03-22
US4654190A (en) 1987-03-31
EP0157571A3 (en) 1986-11-05
DE3573304D1 (en) 1989-11-02
GB8507891D0 (en) 1985-05-30
JPH0488898U (ko) 1992-08-03
ES541809A0 (es) 1987-06-16
KR850008240A (ko) 1985-12-13
EP0157571B1 (en) 1989-09-27
EP0157571A2 (en) 1985-10-09
IT1184189B (it) 1987-10-22

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