JP2015503088A

JP2015503088A - 原子炉冷却管理システム

Info

Publication number: JP2015503088A
Application number: JP2014538702A
Authority: JP
Inventors: ハックジョン、ジェ
Original assignee: Industry Academic Cooperation Foundation of Yeungnam University
Current assignee: Industry Academic Cooperation Foundation of Yeungnam University
Priority date: 2011-10-28
Filing date: 2012-10-23
Publication date: 2015-01-29
Also published as: KR101223273B1; WO2013062283A3; WO2013062283A2

Abstract

本発明は、原子炉冷却管理システムに関し、原子炉で発生する熱を活用して電力を生産し、これを利用して原子炉を冷却させるシステムに関する。特に、外部電源を利用して原子炉を冷却させる冷却システムに電力が円滑に供給されず、原子炉が十分に冷却できなくなるという問題を解決するために、原子炉で発生する熱を利用して原子炉を冷却させることができる電力を独自的に生産することができる原子炉冷却管理システムに関する。

Description

本発明は、原子炉冷却管理システムに関し、原子炉で発生する熱を活用して電力を生産し、これを利用して原子炉を冷却させるシステムに関する。

特に、外部電源を利用して原子炉を冷却させる冷却システムに電力が円滑に供給されず、原子炉が十分に冷却できなくなるという問題を解決するために、原子炉で発生する熱を利用して原子炉を冷却させることができる電力を独自的に生産することができる原子炉冷却管理システムに関する。

現在、韓国では、軽水を減速材と冷却材として使用する軽水炉型原子炉、特に加圧軽水炉型原子炉が一般的である。

図１及び図２は、一般的な加圧軽水炉型原子炉の建物を示した図面である。

原子力発展は、一次系統で生成された蒸気が二次系統に伝達され、二次系統では、この蒸気の熱を利用して電気エネルギーを生成する。この時、一次系統の原子炉容器１０内の燃料棒２０燃料の核分裂連鎖反応により、原子炉容器１０内の温度は非常に高温の状態になり、放射性物質が放出されるが、原子炉が正常に稼動する場合、冷却水が原子炉容器１０内に注入されて常時冷却することで、温度は適正に維持され、放射性物質も外部に放出されない。図１及び図２に示すように、この冷却水は、冷却材ポンプ４０の動作によって原子炉容器１０の冷却材入口５０に供給されて、連鎖反応における熱を奪い、炉心（ｃｏｒｅ）が溶けないようにし、かつ原子炉炉心の温度を調節して過熱を防ぐ。この冷却水は、冷却材出口６０から出て加圧器７０によって加圧され、蒸気発生器８０で加熱して蒸気で生成され、この蒸気の熱は二次系統に伝達されて電気エネルギーを生成することに利用される。このように生成された原子力発電所の電気エネルギーの一部は、冷却材ポンプ４０を含む原子炉の構成要素を駆動することに利用される。

一方、原子力発電所で原子炉に電力を供給する電源の遮断などの問題が発生して炉心が適切に冷却されなければ、燃料棒２０に熱が残り、かつ燃料棒２０に残っている核分裂生成物が崩壊しながら熱を発散し続けて、結果として炉心が溶融され得る。この炉心溶融物が原子炉容器１０の外部に放出され得るため、これにより、原子炉格納建物９０内の大気が放射能で汚染し得て、さらには、原子炉格納建物９０の損傷や外部大気汚染などを誘発することになる。

従って、原子炉の冷却のために必要な電源を供給する外部電源装置、例えば、電気発電機やディーゼル発電機が利用できなくなると、現在の原子力発展システム上では、前に述べた重大な事故を避け難いという問題がある。そこで、このような問題を解決するために、外部電源から電力が円滑に供給されなくても、原子炉を冷却させることができる原子炉冷却管理システムが必要である。それだけでなく、高熱に加熱された原子炉容器からの熱エネルギーはそのまま捨てられているが、このような廃熱を効果的に利用する必要がある。

本発明は、このような問題点を解決するために案出されたもので、原子力発展システムの冷却システムに電力を供給する外部電源装置の問題により前記原子炉冷却システムが正常に作動しない非常時に、原子炉を効果的に冷却させることができる原子炉冷却管理システムを提供することにある。

また、前記原子力発展システムにおいて、捨てられている熱エネルギーを電気エネルギーに変換して追加電力を生産することができるシステムを提供することにある。

本発明の一側面による自体冷却装置を具備した原子炉に対する冷却管理システムは、炉心（ｃｏｒｅ）を含む原子炉容器からの熱を電気エネルギーに変換する熱電モジュールと、前記容器の状態を確認する測定モジュールと、前記測定モジュールの測定結果を利用して前記熱電モジュールで変換された電気エネルギーを前記容器を冷却させるための前記冷却装置に供給するように制御する制御モジュールとを含む。

ここで、前記原子炉冷却管理システムは、熱電モジュールで生成した電力を格納する蓄電器をさらに含むことができる。

また、前記制御モジュールは、熱電モジュールで変換されて蓄電器に格納された電力を冷却装置に供給するように制御する。

また、前記原子炉容器と熱電モジュールとの間の隔離距離を調節する熱電モジュール移動装置をさらに含むことができる。

ここで、前記制御モジュールは、測定モジュールの測定結果を利用して容器と熱電モジュールとの間の隔離距離を調節するように熱電モジュール移動装置を制御する。

このような本発明は、原子力発展システムにおいて、前記原子力発展システムの冷却システムに電力を供給する外部電源装置の問題により前記原子炉冷却システムが正常に作動しない非常時に、原子炉を効果的に冷却させることができる。

また、前記原子力発展システムにおいて、捨てられている熱エネルギーを電気エネルギーに変換して追加電力を生産することができるシステムを提供することができる。

従来の一般的な加圧軽水炉型原子力発展システムの概略的な構造を示した図面である。従来の一般的な加圧軽水炉型原子力発展システムの概略的な構造を示した図面である。本発明の一実施例に係る原子炉冷却システムの構成を示したブロック図である。本発明のまた他の一実施例に係る原子炉冷却システムを示したブロック図である。本発明のまた他の一実施例に係る原子炉冷却システムを示したブロック図である。本発明の一実施例に係る原子炉冷却管理システムに使用される熱電モジュールを示した図面である。温度による熱電物質の熱電変換効率と熱電モジュールのエネルギー変化効率との関係を示したグラフである。

以下では、図面を参照して本発明の実施例を詳しく説明する。

図３は、本発明の一実施例に係る原子炉冷却システムの構成を示したブロック図である。図３に示すように、本発明の好ましい一実施例に係る原子炉冷却管理システム３００は、熱電モジュール（ｔｈｅｒｍｏｅｌｅｃｔｒｉｃｍｏｄｕｌｅ）３１０、測定モジュール３２０、制御モジュール３３０、及び熱電モジュール移動装置３７０を含む。

燃料棒を含む原子炉容器１００内でウランのような燃料の核分裂連鎖反応によって高温の熱が放出され、これにより原子炉容器１００内は高温の状態になる。加熱された原子炉容器１００は、適正温度を維持するために冷却装置２００によって冷却される。

前記冷却装置２００は、前記原子炉容器１００を冷却させて原子炉容器１００内の炉心（ｃｏｒｅ）が溶けないようにし、かつ原子炉容器１００内の炉心の温度を調節して過熱を防ぐ。本発明の好ましい実施例において、前記冷却装置２００は、外部電源４００、原子力発展システムから生成する電力（図示せず）、及び熱電モジュール３１０から生成する電力のうち選択されるいずれか一つによって駆動されることができる。一般的に、前記冷却装置２００は、前記外部電源４００または前記原子力発展システムから生成する電力（図示せず）を利用して駆動させるが、前記熱電モジュール３１０から生成する電力を利用して駆動させることができる。例えば、原子炉に電力を供給する外部電源４００に問題が発生するか、前記外部電源４００からの電力が遮断される非常時に、前記熱電モジュール３１０から生成する電力を利用して前記冷却装置２００を駆動させることができる。

本発明の好ましい実施例において、前記冷却装置２００は、外部電源４００から電源の供給を受ける。このような外部電源４００としては、一般的に電気発電機、ディーゼル発電機など前記冷却装置２００によって冷却しなければならない原子力発展システムと区別される別途の電力発生装置が使用されても良い。

前記原子炉容器１００の外部には、多数の熱電素子を含む熱電モジュール３１０が設置される。前記熱電モジュール３１０は、高温に加熱された原子炉容器１００からの熱エネルギーの伝達を受けてこれを電気エネルギーに変換する。本発明の好ましい実施例に適用可能な熱電モジュール３１０は、図６を通じてさらに詳しく説明する。

図６は、本発明の一実施例に係る原子炉冷却システムに使用される熱電モジュールを示した図面である。図６に示すように、本発明の好ましい実施例に適用可能な熱電モジュール３１０は、第１金属電極７０１及び第２金属電極７０２で構成されている。この時、原子炉容器１００からの熱の供給によって相対的により高い温度を有する第１金属電極７０１の熱電物質と、第２金属電極７０２の熱電物質との間の温度差により、熱電モジュール３１０に供給する熱は電気エネルギーに変換される。本発明の好ましい一実施例において、前記熱電モジュール３１０の熱電物質としては、本発明が属する技術分野で通常の知識を持った当業者によって熱エネルギーを電気エネルギーに変換させることができる全ての熱電物質の中で好ましい物質が選択されて使用されることができる。好ましくは、７００℃以上の高温の環境では、高温に適合したＦｅＳｉｘ（鉄シリサイド系）、ＩｎＳｅ（セレン化インジウム）などが使用されてもよく、４００〜４５０℃の中温の環境では、ＢｉＴｅ（テルル化ビスマス）、ＭｎＳｉｘ（マンガンシリサイド系）、ＭｇＳｉｘ（マグネシウムシリサイド系）などが使用されてもよい。

図７は、温度による熱電物質の熱電変換効率と熱電モジュールのエネルギー変化効率との関係を示したグラフである。図７では、特に、熱電物質としてＢｉ−Ｔｅを使用する場合に、温度による熱電物質の熱電変換効率と熱電モジュールのエネルギー変換効率との関係を示している。図７に示すように、熱電物質の熱電変換効率が増加するにつれて、熱電モジュールのエネルギー変換効率が増加する。従って、本発明の好ましい一実施例において、前記熱電モジュール３１０に使用される熱電物質は、熱電変換効率の高い熱電物質が選択されて使用されることができる。そして、熱電モジュール３１０に供給する熱が高温であるほど、同一の熱電変換効率でより大きいエネルギー変換効率が得られる。従って、原子炉容器１００がさらに加熱されてさらに多い熱を放出するほど、熱電モジュール３１０は、さらに大きいエネルギー変換効率でさらに多い電気エネルギーを生成することができる。

このように、熱電モジュール３１０を利用して、加熱された原子炉容器１００で発生する熱エネルギーを電気エネルギーに変換することで、廃熱（ｗａｓｔｅｈｅａｔ）を効果的に使用することができる。

前記測定モジュール３２０は、原子炉容器１００の状態を確認して、これに対する情報を制御モジュール３３０に提供する。特に、本発明の好ましい実施例に係る測定モジュール３２０は、前記原子炉容器１００が前記冷却装置２００によって充分に冷却されているか否か、これを通じて適正温度を維持しているか否かを確認する。このため、前記測定モジュール３２０は、原子炉容器１００の温度、外部電源４００から冷却装置２００に供給する電力量及び熱電モジュール３１０で生成する電力量のいずれか一つまたは二つ以上から原子炉容器１００の状態を確認することができる。

前記原子炉容器１００の温度は、赤外線温度計、熱電温度計及びサーモカップル（ｔｈｅｒｍｏｃｏｕｐｌｅ）などのような温度測定が可能な装置を利用して測定することができる。前記原子炉容器１００の温度測定時に、他の温度測定装置が含まれてもよいことを本実施例が属する技術分野で通常の知識を持った者なら理解することができる。前記原子炉容器１００の温度は、原子炉容器１００の特定部分（上部あるいは下部）の温度で測定してもよく、様々な部分の温度の平均値で測定してもよい。この時、原子炉容器１００が通常の燃料の核分裂連鎖反応による温度より高い所定の温度以上、例えば、７００℃以上の場合、原子炉容器１００が正常に冷却していないと判断する。

また、外部電源４００から冷却装置２００に供給する電力量を測定して原子炉容器１００の状態を確認することもできる。これは、前記冷却装置２００が外部電源から十分な電力の供給を受けられず、必要な冷却作業が行えなくなるかを確認するためである。原子力発展システムを駆動する際に、冷却装置２００を動作させるために必要な外部電源４００の電力量は一定に維持されなければならないが、外部電源４００から冷却装置２００に供給する電力量が減少すれば、原子炉容器１００が正常に冷却していないと判断する。

また、熱電モジュール３１０は、第１金属電極７０１の熱電物質と第２金属電極７０２の熱電物質との間の温度差に起因して電気エネルギーを発生させるが、このように発生する電力量を測定して原子炉容器１００の状態を確認することもできる。さらに詳しく説明すると、冷却装置２００が原子炉容器１００を冷却させることが正常に作動する場合、原子炉容器１００の温度は一定温度範囲内で維持される。即ち、熱電モジュール３１０から生成する電力量も一定範囲内で維持される。しかし、原子炉容器１００が前記冷却装置２００によって充分に冷却されず温度が基準値を超えれば、前記熱電モジュール３１０で生成する電力量は増加する。従って、熱電モジュール３１０から生成する電力量を測定して、当該生成する電力量が一定範囲から超えて上昇していれば、原子炉容器１００の温度が一定基準温度以上に上昇しており、原子炉容器１００が正常に冷却していないと判断する。

制御モジュール３３０は、前記測定モジュール３２０から前記原子炉容器１００の状態に関する情報の提供を受ける。このように前記測定モジュール３２０から伝達を受けた情報を利用して、前記原子炉容器１００が正常に冷却していないと判断する場合、前記制御モジュール３３０は、熱電モジュール３１０から生成する電気エネルギーが冷却装置２００に供給されるように制御する。
そこで、前記原子炉容器１００が正常に冷却するようにする。

前記熱電モジュール移動装置３７０は、前記原子炉容器１００と前記熱電モジュール３１０との間の隔離距離を調節する。さらに詳しく説明すると、原子炉容器１００は、高温の状態を維持するだけでなく、時によっては、温度が急激に上昇したりもする。前記原子炉容器１００の温度が持続的に上昇すれば、前記原子炉容器１００に隣接した熱電モジュール３１０に物理的、化学的変性が発生するという問題が発生する。このような高温の環境から、熱電モジュール３１０の物理的、化学的性質における変性を防止するために、前記熱電モジュール移動装置３７０は、前記熱電モジュール３１０を原子炉容器１００から一定距離ほど離隔させる。測定モジュール３２０は、原子炉容器１００の温度、外部電源４００から冷却装置２００に供給する電力量及び熱電モジュール３１０で生成する電力量のいずれか一つまたは二つ以上から原子炉容器１００の状態を確認して、前記状態情報を制御モジュール３３０に提供し、この情報に基づいて、制御モジュール３３０は熱電モジュール移動装置３７０を原子炉容器１００に密着または離隔させる。原子炉容器１００の状態によって、熱電モジュール３１０と原子炉容器１００との間の隔離距離を調節することで、熱電モジュール３１０の効率が高められるだけでなく、熱電モジュール３１０の寿命を極大化することができる。

図４は、本発明のまた他の一実施例に係る原子炉冷却システムを示したブロック図である。図４を参照すると、本発明のまた他の好ましい実施例に係る原子炉冷却システム３００は、蓄電器３８０をさらに含む。この時、熱電モジュール３１０で生成した電気エネルギーは蓄電器３８０に格納される。蓄電器３８０に格納された電気エネルギーは冷却装置２００を駆動することに利用されてもよく、これを通じて、前記冷却装置２００は、原子炉容器１００の温度を一定に維持させる。さらに詳しく説明すると、原子炉冷却システム３００が正常に作動している時は、前記熱電モジュール３１０で生成する電気エネルギーは前記蓄電器３８０に格納する。以後、原子炉容器１００の温度が通常の燃料の核分裂連鎖反応による温度より高い所定の温度以上、例えば７００℃以上であるか、外部電源４００から冷却装置２００に供給する電力量が減少するか、熱電モジュール３１０で生成する電力量が増加するなど原子炉容器１００が正常に冷却していないと判断される場合、前記蓄電器３８０に格納された電気エネルギーが前記原子炉容器１００の温度を一定に維持させる前記冷却装置２００を駆動させるための電源の全部または一部として使用されることができる。特に、外部電源４００から冷却装置２００への電力供給が円滑でない場合、前記蓄電器３８０に格納された電気エネルギーを利用して冷却装置２００を駆動させることで、原子力発電所における炉心溶融及び放射線漏出などの重大な事故を防止することができる。

また、前記熱電モジュール３１０から発生する電気エネルギーを利用して前記蓄電器３８０に電力を充電する時、前記蓄電器３８０の容量以上を充電することはできない。従って、前記蓄電器３８０が完充されれば、以後、熱電モジュール３１０で生成する電気エネルギーは冷却装置２００に供給するように制御モジュール３３０で制御する。即ち、以後、熱電モジュール３１０で生成する電気エネルギーは、前記蓄電器３８０の充電に使用されるのではなく、前記冷却装置２００の駆動に使用するように制御モジュール３３０で制御する。

また、熱電モジュール３１０で生成する電力量は、原子炉容器１００の温度に依存するだけで、蓄電器３８０の存在有無とは関係ない。従って、前記熱電モジュール３１０で発生して前記蓄電器３８０に伝達する電力量を測定して、前記原子炉容器１００の状態を判断することができる。

図５は、本発明のまた他の一実施例に係る原子炉冷却システムを示したブロック図である。図１及び図５を参照すると、原子力発展は、一次系統で生成した蒸気が二次系統に伝達され、二次系統では、この蒸気の熱を利用して電気エネルギーを生成する。電力供給部５００は、二次系統で生成した電気エネルギーを各家庭や企業など電気エネルギーを必要とする所に供給する役割をする。ここで、熱電モジュール３１０から生成する電力を電力供給部５００に付加することができる。さらに詳しく説明すると、原子炉容器１００の高温の熱を利用して熱電モジュール３１０で電気エネルギーに変換させたエネルギーを、全体電力供給量に付加することで、原子力発展システムに使用される燃料の量を減少させることもできる。

これまで本発明に対するその好ましい実施例を中心として説明した。本発明が属する技術分野で通常の知識を持った者は、本発明が本発明の本質的な特性から逸脱しない範囲で変形された形態に具現できることが理解できるであろう。従って、開示された実施例は、限定的な観点ではなく、説明的な観点で考慮されなければならない。本発明の範囲は、前述した説明ではなく特許請求の範囲に表れており、それと同等の範囲内にある全ての相違点は本発明に含まれたと解釈されるべきである。

Claims

自体冷却装置を具備した原子炉に対する冷却管理システムにおいて、
炉心（ｃｏｒｅ）を含む原子炉容器からの熱を電気エネルギーに変換する熱電モジュールと、
前記容器の状態を確認する測定モジュールと、
前記測定モジュールの測定結果を利用して前記熱電モジュールで変換された電気エネルギーを前記容器を冷却させるための前記冷却装置に供給するように制御する制御モジュールとを含むことを特徴とする原子炉冷却システム。
前記測定モジュールは、前記容器の温度、外部電源から前記冷却装置に供給する電力量及び前記熱電モジュールで生成する電力量のいずれか一つまたは二つ以上から容器の状態を確認することを特徴とする請求項１に記載の原子炉冷却システム。
前記制御モジュールは、外部電源から前記冷却装置に伝達される電力量が減少すれば、前記熱電モジュールで変換された電気エネルギーを前記冷却装置に供給するように制御することを特徴とする請求項１に記載の原子炉冷却システム。
前記容器と前記熱電モジュールとの間の隔離距離を調節する熱電モジュール移動装置をさらに含むことを特徴とする請求項１に記載の原子炉冷却システム。
前記制御モジュールは、前記測定モジュールの測定結果を利用して前記容器と前記熱電モジュールとの間の隔離距離を調節するように熱電モジュール移動装置を制御することを特徴とする請求項４に記載の原子炉冷却システム。
前記熱電モジュールは、ＦｅＳｉｘ（鉄シリサイド系）、ＩｎＳｅ（セレン化インジウム），ＢｉＴｅ（テルル化ビスマス）、ＭｎＳｉｘ（マンガンシリサイド系）、ＭｇＳｉｘ（マグネシウムシリサイド系）のうち選択されるいずれか一つ以上からなることを特徴とする請求項１に記載の原子炉冷却システム。
自体冷却装置を具備した原子炉に対する冷却管理システムにおいて、
炉心（ｃｏｒｅ）を含む原子炉容器からの熱を電気エネルギーに変換する熱電モジュールと、
前記熱電モジュールで生成した電力を格納する蓄電器と、
前記容器の状態を確認する測定モジュールと、
前記測定モジュールの測定結果を利用して前記熱電モジュールで変換された電気エネルギーを前記容器を冷却させるための前記冷却装置に供給するように制御する制御モジュールとを含むことを特徴とする原子炉冷却システム。