KR100319068B1 - Safety Injection Flow Duct In Nuclear Reactor Vessel For Breaking Siphon Effect and Insolating Contact With Steam Flow - Google Patents
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Abstract
본 발명은, 가압 경수형 원자로에 있어서, 원자로 냉각재 상실사고시, 냉각재 부족에 따른 노심 온도의 급격한 상승을 막기 위하여 안전주입수(비상냉각재)를 원자로에 투입하는 원자로내 안전주입수로에 관한 것으로, 특히, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시, 그 저온관으로 유출되는 안전주입수의 양을 최소화할 수 있고, 또 안전주입수 주입관인 안전주입관의 파단사고시에는 그 안전주입관을 통해 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과를 차단하여 노심의 냉각재 수위를 일정 이상의 최소 높이로 유지시킬 수 있는 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로에 관한 것이다.BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a safety injection water reactor in which safety injection water (emergency coolant) is introduced into a reactor in order to prevent a sudden rise in core temperature due to lack of coolant in the event of a loss of the reactor coolant in a pressurized light-water reactor. In the event of breakage of low temperature pipe, which is a coolant inlet pipe, the amount of safety injection water flowing out into the low temperature pipe can be minimized.In case of breakage accident of safety injection pipe, which is a safety injection water injection pipe, coolant is continuously leaked through the safety injection pipe. The present invention relates to a siphon effect blocker that can maintain the coolant level of the core at a minimum level above a certain level by blocking a siphon effect, and to prevent contact with steam flow.
본 발명의 원자로내 안전주입수로는, 가압상태의 안전주입수를 저장하는 피동안전주입탱크를 원자로 용기의 직접용기주입노즐로 연결하는 안전주입관과; 상기 피동안전주입탱크와 상기 안전주입관 사이에서 핵연료 재장전수 저장탱크의 안전주입수를 원자로 용기의 직접용기주입노즐로 펌핑하는 안전주입펌프를 포함하여 이루어지는 원자로내 안전주입수로에 있어서, 상기 직접용기주입노즐은 원자로 입구노즐보다 상대적으로 높게 설치되고, 상기 직접용기주입노즐에 틈새를 가지고 그 입구가 결합되어, 상기 직접용기주입노즐에서 토출되는 안전주입수를 상기 원자로 입구노즐을 우회하여 상기 원자로 입구노즐 보다는 낮으며, 원자로 노심 상부 위치보다는 높은 위치의 출구로 토출하는 안전주입덕트를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 한다.The safety injection water inlet of the present invention includes: a safety injection pipe connecting a pre-injection tank for storing the safety injection water under pressure to a direct container injection nozzle of the reactor vessel; A safety injection pump including a safety injection pump for pumping a safety injection water of a nuclear fuel reloading storage tank between a pre-injection tank and the safety injection pipe to a direct container injection nozzle of a reactor vessel, wherein the direct vessel The injection nozzle is installed relatively higher than the reactor inlet nozzle, the inlet is coupled to the direct container injection nozzle, and the safety injection water discharged from the direct container injection nozzle is bypassed to the reactor inlet nozzle. Lower than the nozzle, characterized in that it further comprises a safety injection duct to discharge to the outlet of the position higher than the reactor core upper position.
Description
본 발명은, 가압 경수형 원자로(이하, 가압경수로)에 있어서, 원자로 냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA)시, 냉각재 부족에 따른 노심 온도의 급격한 상승을 막기 위하여 안전주입수(비상냉각재)를 원자로에 투입하는 비상 노심 냉각계통에 관한 것으로, 특히, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시, 그 저온관으로 증기유량에 의한 동반유출되는 안전주입수의 양을 최소화할 수 있고, 또 안전주입수 주입관인 안전주입관의 파단사고시에는 그 안전주입관을 통해 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과(Siphon Effect)를 차단함으로써 노심의 냉각재 수위를 일정 이상의 최소 높이로 유지시킬 수 있는 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로에 관한 것이다.In the pressurized water reactor (hereinafter referred to as a pressurized water reactor), the safety injection water (emergency coolant) in order to prevent a sudden increase in the core temperature due to the lack of coolant in the case of loss of coolant accelerator (LOCA). The emergency core cooling system for feeding the reactor to the reactor, in particular, in the event of breakage of the low temperature pipe, which is the coolant inlet pipe, can minimize the amount of the safety injection water discharged by the steam flow into the low temperature pipe and inject the safety injection water. In the event of failure of the safety injection pipe, the siphon effect that blocks the coolant level of the core through the safety injection pipe can keep the coolant level in the core at a minimum level. A safety injection channel in a reactor for blocking contact with
핵을 연료로 사용하여 에너지를 생산하는 원자로 중에서, 특히, 핵연료의 핵반응에 의해 발생된 열에너지 운반매체인 냉각재(Reactor Coolant)로써 경수(Light Water)를 사용하고 또 그 냉각재가 원자로 용기(Reactor Vessel) 내에서 비등하지 않도록 원자로 내부의 압력이 일정크기 이상으로 유지되도록 하는 원자로를 가압형 경수로(Pressurized Light Water Reactor)라고 한다.Among nuclear reactors that produce energy using nuclear fuel, in particular, light water is used as a reactor coolant, which is a heat energy transport medium generated by nuclear reaction of nuclear fuel, and the coolant is a reactor vessel. A reactor that keeps the pressure inside the reactor above a certain size so as not to boil inside is called a Pressurized Light Water Reactor.
통상, 가압경수로의 계통은, 도 1에 도시된 바와 같은 원자로, 증기발생기, 원자로 냉각재 펌프, 그리고, 가압기 등으로 이루어져, 상기 각 구성들을 연결하는 배관인 저온관(Cold Leg)과 고온관(Hot Leg)에 의해 하나의 냉각재 순환 회로(1 차 계통)를 이루게 된다.In general, the system of a pressurized water reactor consists of a reactor, a steam generator, a reactor coolant pump, and a pressurizer as shown in FIG. 1, and a cold leg and a hot tube, which are pipes connecting the above components. Legs form one coolant circulation circuit (primary system).
이러한 구성에 따라, 냉각재인 경수는 원자로 냉각재 펌프에 의해 도 1에 도시된 바와 같은 원자로의 용기(1)내로 들어가 원자로 내에 핵연료 다발인 노심(Reactor Core)(2)의 핵반응에 의해 발생되는 열에너지에 의해 고온으로 가열된 후, 고온관(3)을 통해 증기발생기(도시되지 않음)를 순환하면서 증기발생기의 2 차 계통 물(증기터어빈 구동용)을 가열하여 증기로 변하게 한 후 냉각되고, 온도와 압력이 낮아진 냉각재를 원자로 냉각재 펌프가 펌핑하여, 이어 저온관(4)을 통해 다시 원자로 용기(1)내로 돌아온다. 이러한 과정에서 2 차 계통에서 순환되는 물은 증기발생기에서 증기가 되어 증기터어빈을 구동하고, 증기터어빈은 발전기를 구동하여 최종적으로 발전기에 의해 전기에너지가 발생하게 된다. 이를 에너지 관점에서 보면, 원자로에서 핵반응으로 발생된 열에너지가 1 차계통의 냉각재에 흡수되어 증기발생기를 통해 2 차 계통의 냉각재로 전달된 후 증기터어빈과 발전기에 의해 운동에너지를 거쳐 전기에너지로 변환되는 것을 의미한다.According to this configuration, the hard water, which is a coolant, enters the vessel 1 of the reactor as shown in FIG. 1 by the reactor coolant pump, and the thermal energy generated by the nuclear reaction of the reactor core 2, which is a bundle of nuclear fuel, in the reactor. After heating to a high temperature by the steam generator (not shown) is circulated through the hot tube (3), the secondary system water (for steam turbine driving) of the steam generator is heated to steam and then cooled, The reactor coolant pump is pumped by the reactor coolant pump, and then returned to the reactor vessel 1 through the cold tube 4 again. In this process, the water circulated in the secondary system becomes a steam in the steam generator to drive a steam turbine, and the steam turbine drives a generator, and finally electric energy is generated by the generator. From the energy point of view, the thermal energy generated by the nuclear reaction in the reactor is absorbed by the coolant of the primary system and transferred to the coolant of the secondary system through the steam generator, and then converted into electrical energy through the kinetic energy by the steam turbine and generator. Means that.
이러한 원자력 발전소가 설계되고 건설되기까지의 과정에서는 안전을 위해 실제로 발생하기 어려운 가상사고까지 고려되는 바, 사전에 그 가상사고의 경위와 영향 등을 분석한 후, 그 결과에 따라 원자로 냉각재 계통이 비정상적인 상태가 되는 사고발생시 노심에 미치는 영향을 최소화할 수 있는 계통을 추가함으로써, 발전소의 안전성이 확보,유지되도록 하고 있다.In the process of designing and constructing such a nuclear power plant, virtual accidents, which are difficult to occur in practice, are considered. Therefore, after analyzing the circumstances and effects of the virtual accidents, the reactor coolant system is abnormal. By adding a system that can minimize the impact on the core in the event of a state accident, the safety of the power plant is ensured and maintained.
원자력 발전소 설계시 고려되는 가상사고 중에서 원자로 냉각재 계통의 경계가 손상되어 냉각재가 계통 외부로 유출되는 사고를 특히 냉각재 상실사고라고 한다.Among the accidents considered in the design of nuclear power plants, accidents in which coolant flows out of the system due to damaged boundary of the reactor coolant system are called loss of coolant.
원자로에서 냉각재 상실사고가 발생되면, 원자로 냉각재 계통의 압력이 냉각재의 비등점 이하로 낮아져 연료봉 표면에서 핵비등이 발생한 후, 막비등으로 진행하기 때문에, 핵연료와 냉각재 사이의 열전달률이 급격히 감소되어 노심표면의 온도가 급상승하게 된다. 따라서, 원자로에는 이렇게 노심표면 온도를 급상승시키는 냉각재 상실사고에 대비하여, 원자로 내의 냉각재가 상실되는 경우 안전주입수(Safty Injection Water;비상냉각재)를 외부에서 고압으로 원자로 용기 내부로 주입할 수 있는 안전장치가 설치되는데, 이것을 통상 안전주입계통의 비상노심 냉각계통(Emergency Core Cooling System: ECCS)이라고 말한다.If a coolant loss occurs in the reactor, the pressure in the reactor coolant system drops below the boiling point of the coolant, which causes nuclear boiling on the fuel rod surface and then proceeds to membrane boiling, which leads to a rapid decrease in the heat transfer rate between the fuel and the coolant. The temperature will rise rapidly. Therefore, in case of a coolant loss accident that rapidly increases the core surface temperature, the reactor can safely inject safety injection water into the reactor vessel from the outside at high pressure. The device is installed, commonly referred to as the Emergency Core Cooling System (ECCS) of the safety injection system.
비상노심 냉각계통은 일반적으로 노심에 주입될 안전주입수를 가압상태로 저장하는 피동안전주입탱크와, 핵연료 재장전수 저장탱크에 저장된 안전주입수를 감압상태의 원자로 냉각재 계통으로 주입시키기 위한 안전주입펌프, 그리고, 상기 탱크들과 펌프로부터 원자로 냉각재 계통까지의 안전주입수 유로를 형성하는 안전주입관 등으로 구성된다. 이러한 비상 노심 냉각계통에 있어서, 원자로 용기 내부로 연결되어 직접 안전주입수를 토출하는 안전주입관은 통상 저온관의 수와 같은 개수(個數)로 설치된다. 참고로, 전형적인 가압경수형 원자로에 있어서 저온관은 통상 3 개 내지 4 개 정도 설치된다.The emergency core cooling system is generally a safety injection pump for injecting the safety injection water stored in the pressurized state into the core and the safety injection water stored in the nuclear fuel reloading storage tank into the reactor coolant system under reduced pressure. And a safety injection pipe forming a safety injection water flow path from the tanks and the pump to the reactor coolant system. In such an emergency core cooling system, safety injection pipes connected to the reactor vessel and directly discharging the safety injection water are usually installed in the same number as the number of low temperature pipes. For reference, in a typical PWR reactor, three to four low temperature pipes are usually installed.
비상 노심 냉각계통에서 안전주입수를 원자로내로 유도하기 위한 안전주입수로에 있어서, 상기 안전주입관의 끝에서 원자로 내로 안전주입수를 토출하는 부분을 안전주입노즐라고 하는데, 종래에는 이 안전주입노즐들이 각 저온관에 연결되어 안전주입수를 그 저온관을 통하여 주입하는 안전주입수로가 사용되어 왔다.In the safety injection channel for guiding the safety injection water into the reactor in the emergency core cooling system, a part of discharging the safety injection water from the end of the safety injection pipe into the reactor is called a safety injection nozzle. A safety injection channel connected to each cold tube and injecting the safety injection water through the cold tube has been used.
그런데, 종래 비상 노심 냉각계통에서와 같이, 안전주입노즐이 저온관에 연결되면, 저온관 파단 사고시, 안전주입노즐을 통해 원자로 노심측으로 토출되어야 할 안전주입수가 저온관쪽으로 역류하여 노심에 도달치 못하는 문제가 생기게 된다. 즉, 안전주입노즐을 통해 유입되는 안전주입수가 압력차에 의해 저온관으로 역류하는 1 차 계통 냉각재에 혼합되어 저온관의 파단부분을 통해 1차 계통 냉각재와 함께 원자로 냉각재계통의 외부 격납건물로 동반유출되기 때문에 안전주입수가 정작 노심에는 도달치 못하게 되는 현상이 일어난다.However, as in the conventional emergency core cooling system, when the safety injection nozzle is connected to the low temperature pipe, the safety injection water to be discharged to the reactor core side through the safety injection nozzle does not reach the core in the event of cold tube breakage accident. Problems arise. That is, the safety injection water flowing through the safety injection nozzle is mixed with the primary system coolant flowing back to the low temperature pipe due to the pressure difference, and accompanied by the primary system coolant with the primary system coolant through the break of the low temperature pipe to the external containment building of the reactor coolant system. Because of the leakage, the safety injection water does not reach the core.
근래에는, 이러한 문제가 감안되어, 도 1에 도시된 바와 같이, 안전주입관(5)을 원자로 용기(1)에 직접 연결하여 안전주입수를 원자로 용기(1)내로 직접 토출시킴으로써, 저온관(4)이 파단되더라도 안전주입수가 파단된 저온관(4)을 통해 계통외부로 유출되지 않는, 따라서, 안전주입수가 바로 노심(2)측으로 도달되게 하여 노심을 냉각시킬 수 있게 하는 방안이 제시되었다. 이렇게 안전주입관(5)의 안전주입노즐(6)을 원자로 용기(1)에 직접 연결하여 안전주입수가 직접 원자로 용기(1) 속으로 분사되게 하는 방식을 직접용기주입 방식이라고 하며, 특히, 원자로 용기(1)에 직접 부착되는 안전주입관(Safety Injection Pipe)(5)의 출구부분을 직접용기주입노즐(Direct Vessel Injection Nozzle)(6)이라고 한다.In recent years, such a problem has been taken into consideration, and as shown in FIG. 1, the safety injection pipe 5 is directly connected to the reactor vessel 1 so that the safety injection water is directly discharged into the reactor vessel 1, thereby providing a low temperature pipe ( Even if 4) is broken, the safety injection water does not flow out of the system through the broken cold tube 4, and thus, a method for cooling the core by allowing the safety injection water to directly reach the core 2 side has been proposed. The method of directly connecting the safety injection nozzle 6 of the safety injection pipe 5 to the reactor vessel 1 so that the safety injection water is directly injected into the reactor vessel 1 is called a direct container injection method. The outlet portion of the safety injection pipe (5) directly attached to the container (1) is called a direct vessel injection nozzle (6).
그러나, 이와 같은 직접용기주입방식에 있어서도 안전주입수가 유출될 가능성이 있다. 즉, 직접용기주입노즐(6)이 1차 계통 냉각재 유입구인 원자로 입구노즐(Reactor Inlet Nozzle)(7)의 위쪽에 설치되면, 냉각재 유입관인 저온관(4)이 파단된 경우에는, 직접용기주입노즐(6)을 통해 주입되는 안전주입수가 원자로 용기(1) 내벽과 노심지지통(Core Support Barrel)(8) 사이의 하향유로(Downcomer)(9)를 따라 이동하다가 파단된 저온관(4)으로 역류하는 냉각재와 함께 원자로 입구노즐(7)을 통하여 상당량 동반 유출될 우려가 있다. 이렇게 되면, 직접용기주입노즐(6)이 원자로 용기(1)에 직접 부착되었을지라도 안전주입의 결과인 비상노심냉각 효과는 상대적으로 낮을 수밖에 없다. 따라서, 직접용기주입방식에서는 직접용기주입노즐(6)을 저온관(4)의 아래쪽에 부착하는 것이 저온관(4) 위쪽에 부착하는 것보다 훨씬 향상된 안전주입수 주입의 효과를 얻을 수 있다.However, even in such a direct container injection method, there is a possibility that the safety injection water flows out. That is, when the direct container injection nozzle 6 is installed above the reactor inlet nozzle 7, which is the primary system coolant inlet, when the low temperature pipe 4, which is the coolant inlet pipe, is broken, the direct container injection is performed. The low temperature pipe (4) broken down while the safety injection water injected through the nozzle (6) moves along the downcomer (9) between the inner wall of the reactor vessel (1) and the core support barrel (8). Along with the coolant flowing back to the reactor through the reactor inlet nozzle (7) there is a possibility that a significant amount of outflow. In this case, even if the direct container injection nozzle 6 is directly attached to the reactor vessel 1, the emergency core cooling effect resulting from the safety injection is relatively low. Therefore, in the direct container injection method, attaching the direct container injection nozzle 6 to the lower part of the cold tube 4 can obtain a much improved safety injection water injection effect than attaching it to the upper part of the cold tube 4.
그러나, 직접용기주입방식의 안전주입수로에 있어서, 직접용기주입노즐(6)이 원자로 입구노즐(7)의 아래에 부착되면, 이 직접용기주입노즐(6)을 통해 저온의 안전주입수가 고온고압상태의 원자로 용기(1)에 급속히 유입되어 가압 열충격 등이 발생하므로 원자로 용기(1)의 건전성 문제가 야기될 뿐만 아니라, 특히 안전주입관(5)이 파단되는 경우 안전주입관(5)을 통해 유출되는 냉각재의 양이 직접용기주입노즐(6)을 원자로 입구노즐(7)의 위에 부착되는 경우 보다 훨씬 많다는 문제점이 생기게 된다.However, in the safety injection channel of the direct container injection method, when the direct container injection nozzle 6 is attached under the reactor inlet nozzle 7, the low temperature safety injection water is supplied through the direct container injection nozzle 6 at a high temperature and high pressure. Since it rapidly flows into the reactor vessel 1 in a state to generate a pressurized thermal shock, etc., not only causes the integrity of the reactor vessel 1 but also the safety injection tube 5 breaks through the safety injection tube 5. There is a problem that the amount of coolant flowing out is much larger than when the direct container injection nozzle 6 is attached on top of the reactor inlet nozzle 7.
이러한 문제를 해소하기 위하여, 미국 특허 공개번호 제 5135708 호의 'Method of Injection To or Near Core Inlet'에서는 안전주입의 효과를 최대화할 목적으로 원자로 용기 내부에 저온관 상부의 직접용기주입노즐(6)로부터 노심지지통(8) 하단까지 원통형 또는 관형의 안전주입 통로를 설치하는 방법을 공개하고 있다.In order to solve this problem, US Patent Publication No. 5135708, 'Method of Injection To or Near Core Inlet', provides a method for maximizing the effect of safety injection. It discloses a method of installing a cylindrical or tubular safety injection passage to the bottom of the core support (8).
그러나, 이 방법은, 저온관(4) 파단사고의 경우 안전주입수를 노심(2)의 하단으로 직접 공급할 수는 있으나, 원자로 용기(1) 밖의 안전주입관(4)이 파단되는 사고가 발생되면, 사이펀 효과(Siphon Effect)에 의해 원자로내 냉각재가 원자로 용기(1)내 냉각재 수위가 노심이 완전히 노출될 때까지 지속적으로 빠져나가기 때문에, 원자로 용기(1)속에서 노심의 용융을 방지해야할 냉각재의 양이 크게 부족하게 되는 심각한 결과를 초래하게 된다.However, in this method, the safety injection water can be directly supplied to the lower end of the core 2 in the case of the low temperature pipe 4 breakage accident, but the safety injection pipe 4 outside the reactor vessel 1 breaks. The coolant to prevent core melting in the reactor vessel 1 because the coolant level in the reactor continues to exit the reactor vessel 1 until the core is completely exposed by the siphon effect. This results in a serious shortage of.
이 문제를 보완하기 위해, 미국 특허 공개번호 제 5377242 호의 'Method and System for Emergency Core Cooling'에서는, 노심지지통(8)을 둘러싸 저온관(4) 파단사고시 직접용기주입노즐(6)에서 토출되는 안전주입수를 유도하여 노심지지통(8) 하단에까지 도달되게 하면서 그 상부에 안전주입관(5) 파단사고시 사이펀 효과를 차단할 수 있는 구멍들을 갖는 원통을 포함하여 이루어진 안전주입수로를 공개하고 있다.In order to compensate for this problem, US Patent Publication No. 5377242, 'Method and System for Emergency Core Cooling', surrounds the core support cylinder (8) and is discharged from the direct container injection nozzle (6) in the event of failure of the low temperature pipe (4). Safety injection water is introduced to the bottom of the core support container (8) to reach the bottom of the safety injection pipe (5) discloses a safety injection canal made of a cylinder having a hole that can block the siphon effect in case of breakage accident.
그러나, 앞서 언급된 두 가지 종래 기술(미국공개 제 5377242 호 및 제 5135708 호)들은 노심지지통(8)의 중량을 크게 증가시키기 때문에, 이 노심지지통(8)이 포함된 원자로 용기(1)를 지지하는 원자로 용기 지지구조물들이 큰 하중에 견딜 수 있도록 설계되어야 하는 문제점을 가지고 있었다.However, the two prior arts mentioned above (US Published Patent Nos. 5377242 and 5135708) greatly increase the weight of the core holder 8, so that the reactor vessel 1 containing the core holder 8 is included. The reactor vessel support structures supporting the reactor had to be designed to withstand large loads.
본 발명은, 상술한 바와 같은 종래 비상 노심 냉각계통들이 가진 문제점들을 일소할 수 있는 안전주입수로로서, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시 그 저온관으로 유출되는 안전주입수의 양을 최소화하여 노심에 도달하는 안전주입수의 양을 극대화할 수 있고, 또, 안전주입수 주입관인 안전주입관의 파단사고시에는 그 안전주입관을 통해 원자로내 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과를 차단함으로써 원자로내 냉각재 수위를 적어도 노심이 잠기는 정도의 최소 높이로 유지시킬 수 있으며, 뿐만 아니라, 노심지지통의 중량을 거의 증가시키지 않음으로써 원자로 지지구조물에 대한 하중설계도 어렵게 하지 않는 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로를 제공하는데 그 목적이 있다.The present invention is a safety injection water channel that can eliminate the problems with the conventional emergency core cooling system as described above, and reaches the core by minimizing the amount of safety injection water flowing into the cold pipe in the event of breakage of the cold pipe which is the coolant inlet pipe. The amount of safety injection can be maximized, and in case of breakage of the safety injection pipe, the safety injection water injection pipe, the coolant level in the nuclear reactor is blocked by blocking the siphon effect that causes the coolant in the reactor to continuously flow through the safety injection pipe. Can be kept at least at the minimum height that the core is submerged, as well as blocking siphon effects and contact with the steam flow, which makes it difficult to design loads on the reactor support structure by hardly increasing the weight of the core bearings. The purpose is to provide a safety injection channel for the reactor.
도 1은 종래 원자로내 안전주입수로를 갖는 가압경수로의 원자로 종단면모식도.1 is a reactor longitudinal cross-sectional view of a pressurized water reactor having a conventional safety reactor in the reactor.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로를 갖는 가압경수로의 원자로 종단면 모식도.Figure 2 is a schematic view of the reactor longitudinal section of the pressurized water reactor having a safety injection channel in the reactor for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with an embodiment of the present invention.
도 3은 도 2의 확대도.3 is an enlarged view of FIG. 2;
도 4는 도 2의 Ⅳ-Ⅳ 선 단면도.4 is a cross-sectional view taken along the line IV-IV of FIG. 2.
< 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 ><Description of Symbols for Main Parts of Drawings>
1 : 원자로 용기 2 : 노심1: reactor vessel 2: core
4 : 저온관 5 : 안전주입관4: low temperature pipe 5: safety injection pipe
6 : 직접용기주입노즐 7 : 원자로 입구노즐6: direct container injection nozzle 7: reactor entrance nozzle
8 : 노심지지통 10 : 안전주입덕트8: core support box 10: safety injection duct
11 : 돌출부 12 : 플랜지11 protrusion 12 flange
14 : 틈새14: niche
본 발명은, 안전주입수를 가압상태로 저장하는 피동안전주입탱크를 원자로 용기의 직접용기주입노즐로 연결하는 안전주입관과; 상기 피동안전주입탱크와 상기 안전주입관 사이에서 원자로 냉각재 상실사고시 핵연료 재장전 저장수탱크에 저장된 안전주입수를 안전주입관을 통하여 원자로 용기의 직접용기주입노즐쪽으로 펌핑하여 원자로 용기 내부로 분사하는 안전주입펌프를 포함하여 이루어지는 원자로내 안전주입수로에 있어서: 상기 직접용기주입노즐은 저온관과 연결된 원자로 입구노즐보다 상대적으로 높은 위치에 원자로 입구노즐과는 상이한 방위각으로 설치되고; 상기 직접용기주입노즐로부터 분사되는 안전주입수를 상기 원자로 입구노즐을 우회,유도하여 상기 원자로 용기의 하부 하향유로로 토출하는 안전주입덕트(Safety Injection Duct)가 더 설치되며; 상기 안전주입덕트의 입구는, 상기 직접용기주입노즐의 출구와 대향하여, 직접용기주입노즐로부터 소정 간극의 틈새를 가짐으로써 직접용기주입노즐의 내부와 안전주입덕트의 내부를 상기 틈새를 통하여 원자로 용기의 내부와 연통시키도록 배치되어, 안전주입관이 파단되어 원자로 용기의 냉각재 수위가 상기 틈새 높이 이하로 내려갈 시 상기 틈새 및 직접용기주입노즐을 통하여 안전주입관 내로 원자로 용기속의 증기 또는 공기가 유입됨으로써 사이펀 효과에 따른 안전주입관으로의 냉각재의 지속적인 유출을 차단하도록 되어 있는 것을 특징으로 한다.The present invention includes a safety injection pipe for connecting the pre-injection tank for storing the safety injection water under pressure to a direct container injection nozzle of the reactor vessel; Safety injection of the safety injection water stored in the nuclear fuel reload storage tank in the case of the loss of the reactor coolant between the pre-injection tank and the safety injection pipe to the direct container injection nozzle of the reactor vessel through the safety injection pipe and sprayed into the reactor vessel. An in-reactor safety injection channel comprising an injection pump, wherein the direct vessel injection nozzle is installed at a position different from that of the reactor inlet nozzle at a relatively higher position than the reactor inlet nozzle connected to the low temperature pipe; A safety injection duct for discharging the safety injection water injected from the direct container injection nozzle to bypass the reactor inlet nozzle and discharging the safety injection duct to a lower downward flow path of the reactor vessel; The inlet of the safety injection duct is opposed to the outlet of the direct container injection nozzle, and has a gap of a predetermined gap from the direct container injection nozzle, so that the inside of the direct container injection nozzle and the inside of the safety injection duct are formed through the gap. The safety injection pipe is broken so that the coolant level of the reactor vessel falls below the clearance height, so that steam or air in the reactor vessel is introduced into the safety injection tube through the gap and the direct container injection nozzle. Characterized in that it is to block the continuous outflow of the coolant to the safety injection pipe according to the siphon effect.
상술한 바와 같은 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로의 구성에 있어서, 상기 안전주입덕트의 출구는 노심의 상단보다 상대적으로 높고 원자로 입구노즐보다는 상대적으로 낮은 위치에 배치되는 것이 바람직하다.In the construction of an in-reactor safety injection channel for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow as described above, the outlet of the safety injection duct is located at a position relatively higher than the top of the core and relatively lower than the reactor inlet nozzle. It is preferable to arrange.
또한, 더욱 바람직하게는 상기 안전주입덕트가 원자로내 노심지지통의 외벽에 부착된다. 이 경우, 원자로 용기의 가동중 검사를 위한 착탈시 원자로 용기 상부 내벽의 용기턱에 안전주입덕트가 간섭되지 않고 노심지지통과 함께 착탈될 수 있는 이점이 있다. 또한, 안전주입덕트의 입구 둘레에는 플랜지(Duct Flange)가 형성되고, 이와 대응하여 상기 직접용기주입노즐 둘레에서 돌출부(Direct Vessel Lower Intrusion)가 돌출 형성되며, 상기 플랜지 및 돌출부가 소정 간극의 틈새를 가진다.More preferably, the safety injection duct is attached to the outer wall of the core support in the reactor. In this case, there is an advantage that the safety injection duct can be attached and detached together with the core support without interfering with the container jaw of the upper inner wall of the reactor vessel when detaching for inspection during operation of the reactor vessel. In addition, a flange is formed around the inlet of the safety injection duct, and correspondingly, a direct vessel lower intrusion is formed around the direct container injection nozzle, and the flange and the protrusion form a gap of a predetermined gap. Have
이하, 첨부된 도면으로 제시된 본 발명의 바람직한 실시예를 통하여 이상의각 구성들의 기능과 작용을 보다 구체적으로 설명한다.Hereinafter, the functions and operations of the above components will be described in more detail with reference to the accompanying drawings.
본 실시예를 설명함에 있어, 서두에서 설명된 종래의 기술과 동일한 본 발명의 구성에 대해서는 동일한 부호를 사용한다.In describing the present embodiment, the same reference numerals are used for the configuration of the present invention that is the same as the conventional technology described at the outset.
설명에 앞서 먼저 첨부된 도면을 간단히 살펴보면, 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로를 가지는 가압경수로의 원자로 종단면 모식도이고, 도 3과 도 4는 각각 도 2의 확대도와 도 2의 Ⅳ-Ⅳ 선 단면도임을 알 수 있다.First, a brief description of the accompanying drawings prior to the description, Figure 2 is a schematic diagram of the reactor longitudinal section of the pressurized water reactor having a safety injection channel in the reactor for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with an embodiment of the present invention, 3 and 4 are enlarged views of FIG. 2 and cross-sectional views taken along line IV-IV of FIG. 2, respectively.
통상, 가압경수로는 핵연료의 핵반응 결과로 발생하는 열에너지를 운반하는 매체로써 경수를 냉각재로 사용하고, 냉각재의 비등을 막기 위해 가압기로써 냉각재 계통 내부를 소정의 압력으로 가압하는 원자로를 말한다.Generally, a pressurized water reactor refers to a reactor that uses hard water as a coolant as a medium for transporting thermal energy generated as a result of nuclear reaction of nuclear fuel and pressurizes the inside of the coolant system to a predetermined pressure with a pressurizer to prevent boiling of the coolant.
가압경수로의 계통은 원자로, 증기발생기, 원자로 냉각재 펌프, 가압기, 그리고, 저온관 및 고온관 등으로 구성되는 바, 이들은 냉각재 유동시킬 수 있는 배관인 상기 저온관과 고온관에 의해 연결되어 하나의 냉각재 순환회로를 이루게 된다.The system of pressurized water reactor consists of a reactor, steam generator, reactor coolant pump, pressurizer, and low temperature tube and high temperature tube. A circuit is formed.
이러한 계통에 있어서 원자로는 밀폐된 공간에서 핵연료를 핵반응시켜 열에너지를 생성하는 핵반응장치로서, 도 2에 도시된 바와 같이, 핵반응이 일어나는 밀폐공간을 형성하는 원자로 용기(1)와, 이 용기(1) 내부에 규칙적으로 배열된 핵연료 다발이 형성하는 노심(2), 그리고, 노심(2)을 용기에 대하여 지지하는 노심지지통(8) 등을 포함하여 이루어진다. 이 원자로의 용기(1)에는 원자로 냉각재 펌프(미도시)의 펌핑에 의해 원자로, 고온관(3), 증기발생기(미도시), 원자로 냉각재 펌프(미도시), 저온관(4), 그리고 다시 원자로 용기(1)순으로 순환되는 냉각재가 충전되는데, 이러한 냉각재 순환과정에서 냉각재는 노심(2)에서 핵연료 다발의 핵반응을 통해 생성된 열에너지를 흡수하여 가열된 후, 1 차계통 열교환기인 증기발생기로 이송되어, 증기발생기의 세관을 지나면서 2 차계통에서 순환되는 2 차 계통 냉각재에 열을 전달한 후 원자로 냉각재 펌프에 의해 저온관(4)을 지나 원자로 입구노즐(7)을 통해 원자로 용기(1)내로 회귀한다. 이어 원자로 용기(1) 내벽과 노심지지통(8) 사이 하향유로(9)를 따라 원자로 용기(1)의 하부공간(Reacter Vessel Lower Plenum)(1a)으로 흘러 내린 후 상방향으로 선회하여 노심(2)으로 재유입된다. 이상과 같이 노심(2)에서 출발하여 다시 노심(2)으로 되돌아오는 냉각재를 증기발생기와 증기터어빈을 순환하는 2 차 냉각재와 구별하여 원자로 냉각재 또는 1 차계통 냉각재라고 한다.In this system, a nuclear reactor is a nuclear reactor that generates thermal energy by nuclear reaction of nuclear fuel in an enclosed space. As shown in FIG. 2, a reactor vessel (1) forming a confined space in which a nuclear reaction occurs, and the vessel (1) And a core (2) formed by the fuel bundles arranged regularly therein, and a core support cylinder (8) for supporting the core (2) against the container. The reactor 1 of this reactor is pumped by a reactor coolant pump (not shown), and a reactor, a high temperature tube 3, a steam generator (not shown), a reactor coolant pump (not shown), a cold tube 4, and again The coolant circulated in the reactor vessel (1) is filled. In the coolant circulation process, the coolant is heated by absorbing thermal energy generated through the nuclear reaction of the fuel bundle in the core (2), and then, the steam is a primary system heat exchanger. The reactor vessel (1) is transferred through the reactor inlet nozzle (7) through the low temperature pipe (4) by the reactor coolant pump after transferring heat to the secondary system coolant circulated in the secondary system while passing through the steam generator's tubing. Return to me. Subsequently, the reactor vessel 1 flows down the reactor vessel 1 through a downward passage 9 between the inner wall of the reactor vessel 1 and the core support 8 to the lower vessel 1a of the reactor vessel 1 and then pivots upward. Flows back into 2). As described above, the coolant starting from the core 2 and returning back to the core 2 is referred to as a reactor coolant or a primary system coolant as distinguished from a secondary coolant circulating in the steam generator and the steam turbine.
이러한 가압경수로의 계통에 있어서, 피동안전주입탱크, 안전주입관 및 안전주입펌프 등의 구성들로 이루어지는 본 발명에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로는, 특히, 도 2 및 도 3에 도시된 바와 같이, 원자로 용기 내로 안전주입수를 토출하는 토출구인 직접용기주입노즐(6)과 이 직접용기주입노즐(6)에서 토출된 안전주입수를 노심(2)까지 유도하는 안전주입덕트(10)를 포함하여 이루어진다.In the system of such a pressurized water reactor, the safety injection water inlet for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with the present invention consisting of the pre-injection tank, the safety injection pipe and the safety injection pump, In particular, as illustrated in FIGS. 2 and 3, the direct container injection nozzle 6, which is a discharge port for discharging the safety injection water into the reactor vessel, and the safety injection water discharged from the direct container injection nozzle 6 are core 2. It comprises a safety injection duct 10 leading to).
이러한 본 발명에 따른 구성에 있어서, 상기 직접용기주입노즐(6)은, 안전주입관(5)을 통한 안전주입수 투입시 가압열충격을 완화함과 동시에 안전주입관(5) 파단시 냉각수 유출량을 최소화할 수 있게 1 차 계통 냉각재 유입구인 원자로 입구노즐(7)보다 상대적으로 높은 위치에 설치된다.In the configuration according to the present invention, the direct container injection nozzle (6), while reducing the pressure thermal shock when the safety injection water input through the safety injection pipe (5) and at the same time the amount of cooling water outflow when breaking the safety injection pipe (5) It is installed at a position relatively higher than the reactor inlet nozzle (7), which is the primary system coolant inlet, to minimize it.
이 직접용기주입노즐(6)은 도 4에 도시된 바와 같이 횡단면으로 볼 때 원자로 입구노즐(7)과는 상이한 방위각 상에 위치하고 있으나, 도 3의 종단면도에서는 편의를 위해 동일한 단면에 나타내었다.This direct container injection nozzle 6 is located on a different azimuth angle from the reactor inlet nozzle 7 when viewed in cross section as shown in FIG. 4, but is shown in the same section for the sake of convenience in the longitudinal cross-sectional view of FIG. 3.
한편, 직접용기주입노즐(6)에는 안전주입덕트(10)가 연결되는데, 이 연결을 위하여, 도 3과 4에 도시된 바와 같이, 직접용기주입노즐(6) 둘레의 원자로 용기(1) 내벽에는 돌출부(11)가 성형되며, 이 돌출부(11)에 맞대어져 결합되는 안전주입덕트(10)의 입구(16) 둘레에는 상기 돌출부(11)에 대응하는 플랜지(12)가 성형된다. 이에, 직접용기주입노즐(6)로 유입되는 안전주입수는 돌출부(11)와 플랜지(12)를 지나 안전주입덕트(10)를 따라 아래로 흘러 원자로 입구노즐(7)로 유입되는 원자로 냉각재와 혼합한 후 하향유로(9)를 따라 흘러내려 원자로 용기(1) 하부공간(1a)에서 선회하고 노심(2)으로 재유입되어 노심(2)을 냉각시킨다. 이 때, 안전주입덕트(10)는 직접용기주입노즐(6)에서 토출되어 나오는 안전주입수를 증기유량과의 접촉을 차단하고, 원자로 입구노즐(6)을 우회하도록 하여 하향으로 유도함으로써, 저온관(4) 파단시 안전주입수가 그 저온관(4)으로 증기유량에 의해 냉각재와 동반유출되지 않게 하는 역할을 하게 된다.Meanwhile, a safety injection duct 10 is connected to the direct container injection nozzle 6, and for this connection, as illustrated in FIGS. 3 and 4, an inner wall of the reactor vessel 1 around the direct container injection nozzle 6 is provided. The protrusion 11 is formed, and a flange 12 corresponding to the protrusion 11 is formed around the inlet 16 of the safety injection duct 10 which is coupled to the protrusion 11. Thus, the safety injection water flowing directly into the container injection nozzle (6) flows down through the protrusion (11) and the flange 12 along the safety injection duct (10) and the reactor coolant flowing into the reactor inlet nozzle (7) and After mixing, it flows down the downflow path (9) to pivot in the lower space (1a) of the reactor vessel (1) and reflow into the core (2) to cool the core (2). At this time, the safety injection duct 10 blocks the safety injection water discharged from the direct container injection nozzle 6 with the vapor flow rate, bypasses the reactor inlet nozzle 6, and directs it downward, thereby lowering the temperature. When the pipe 4 is broken, the safety injection water serves to prevent the coolant from being accompanied by the coolant by the steam flow rate to the low temperature pipe 4.
한편, 직접용기주입노즐(6)의 돌출부(11)와 맞대어지는 안전주입덕트(10) 입구(16)의 플랜지(12)는, 이 안전주입덕트(10)가 고착된 노심지지통(8)이 원자로 용기(1)에 끼워질 때 노심지지통(8)을 지지하는 원자로 용기(1) 상부 내벽의 용기턱(13)에 간섭되지 않게 하여 설치 및 인양이 가능하도록 원자로 용기턱(13)에 미치지 않는 높이로 돌출성형된다. 이 안전주입덕트(10)의 플랜지(12)는 직접용기주입노즐(6)의 돌출부(11)에 간극을 두고 맞대어져 그 플랜지(12)와 돌출부(11)와의 사이에 틈새(14)를 형성하게 된다. 즉, 직접용기주입노즐(6)의 내부 및 안전주입덕트(10)의 내부는 상기 틈새(14)를 통하여 원자로 용기(1)의 내부와 통한다. 이 틈새(14)의 간극은, 직접용기주입노즐(6)로 유입된 안전주입수가 그 틈새(14)로 과도하게 유출되는 것을 방지할 수 있으면서 노심지지통(8)이 원자로 용기턱(13)에 간섭되지 않고 인양이 가능하도록 적정한 크기로 제한된다. 예컨대, 제작상의 공차, 조립공차 또는 고온의 냉각재로 인한 열팽창률 등을 고려하여 틈새(14)의 간극은 적절하게 결정될 수 있다.On the other hand, the flange 12 of the inlet 16 of the safety injection duct 10 which is opposed to the protrusion 11 of the direct container injection nozzle 6 has a core support cylinder 8 to which the safety injection duct 10 is fixed. When fitted into the reactor vessel 1, the reactor vessel 13 supporting the core support 8 does not interfere with the vessel jaw 13 of the upper inner wall of the reactor vessel 1. It is extruded to a height not exceeding. The flange 12 of the safety injection duct 10 is abutted against the protrusion 11 of the direct container injection nozzle 6 to form a gap 14 between the flange 12 and the protrusion 11. Done. That is, the interior of the direct container injection nozzle 6 and the interior of the safety injection duct 10 communicate with the interior of the reactor vessel 1 through the gap 14. The gap of the gap 14 prevents the safety injection water flowing into the gap 14 from being excessively leaked into the gap 14 while the core support container 8 has the reactor vessel jaw 13. It is limited to an appropriate size so that it can be lifted without interference. For example, the gap of the gap 14 can be appropriately determined in consideration of manufacturing tolerances, assembly tolerances, or thermal expansion coefficient due to high temperature coolant.
그런데, 만약 이 틈새(14)가 없다면, 안전주입관(5)이 파단되는 사고가 발생하는 경우, 사이펀 효과에 의해 원자로 용기(1) 속의 압력이 용기(1)밖의 압력과 동일하게 될 때까지 원자로 용기(1) 속의 냉각재가 파단된 안전주입관(5) 쪽으로 역류하여 외부로 유출되므로, 안전주입덕트(10)가 오히려 노심 냉각에 필요한 냉각재량을 크게 감소시키는 역효과가 초래될 염려가 있다. 그러므로, 틈새(14)는 안전주입관(5) 파단으로 원자로 용기(1)의 냉각재 수위가 그 틈새(14)의 높이 이하로 내려가게 되는 경우에 상기 틈새(14)를 통하여 안전주입관(5) 내로 원자로 용기(1)속의 증기 혹은 공기가 유입되게 함으로써 사이펀 효과에 따른 냉각재의 지속적인 유출을 멈추게 하는 사이펀 효과 차단기 역할을 한다.However, if this gap 14 is not present, in the event of an accident that the safety injection pipe 5 breaks, the pressure in the reactor vessel 1 is equal to the pressure outside the vessel 1 by the siphon effect. Since the coolant in the reactor vessel 1 flows back to the broken safety injection pipe 5 and flows out, the safety injection duct 10 may cause adverse effects such that the amount of coolant required for core cooling is greatly reduced. Therefore, the clearance 14 is the safety injection pipe 5 through the clearance 14 when the coolant level of the reactor vessel 1 is lowered below the height of the clearance 14 due to breakage of the safety injection pipe 5. By introducing steam or air into the reactor vessel (1) serves as a siphon effect blocker to stop the continuous outflow of coolant due to the siphon effect.
한편, 상기 안전주입덕트(10)는 노심지지통(8) 외벽에 부착되어 안전주입수를 유도하는 역할을 하는데, 그 단면적을 직접용기주입노즐(6)의 통로 단면적과 비슷하게 함으로써 안전주입수의 유속변화가 크지 않도록 한다.On the other hand, the safety injection duct 10 is attached to the outer wall of the core support (8) serves to guide the safety injection, the cross-sectional area of the safety injection water by making the cross-sectional area similar to the passage cross-sectional area of the direct container injection nozzle (6) Make sure that the flow rate change is not large.
그리고, 안전주입덕트(10)의 길이는 그 하단의 출구(15)가 원자로 입구노즐(7)의 바닥 보다는 낮고 노심(2)의 상면보다는 높게 위치하도록 설계된다.In addition, the length of the safety injection duct 10 is designed such that the outlet 15 at the lower end thereof is lower than the bottom of the reactor inlet nozzle 7 and higher than the upper surface of the core 2.
안전주입덕트(10)의 출구(15) 높이를 원자로 입구노즐(7)의 바닥보다 낮게 하는 것은, 예컨대 상기 출구(15)가 입구노즐(7)보다 높으면 저온관(4) 파단사고시 안전주입덕트(10)의 출구(15)를 통하여 분사되는 안전주입수가 증기유량과 접촉하여 파단된 저온관(4)을 통해 냉각재와 함께 동반유출될 가능성이 있기 때문에, 증기유량과의 접촉을 차단함으로써 안전주입수가 유출되는 것을 방지하고, 또, 직접용기주입노즐(6)에서 토출된 안전주입수가 원자로 입구노즐(7)을 우회하여 원자로 용기(1)의 하부 하향유로에 고여 있는 원자로 냉각재 속으로 분사되도록 하기 위한 것이다. 그리고, 안전주입덕트(10) 출구(15)의 높이를 노심(2)의 상면보다 높게 하는 것은 원자로 외부의 안전주입관(5) 파단사고 발생시 플랜지(12)와 돌출부(11) 사이의 틈새(14)가 원자로 용기(1) 속에 침적되었던 파편들로 막혀 사이펀 효과 차단기 역할을 하지 못하게 되는 경우에 대비한 것이다. 즉, 틈새(14)가 파편에 의해 막혀 제기능(사이펀 효과 차단기능)을 수행하지 못하게 되더라도 사이펀 효과에 따른 냉각재 유출이 노심(2)의 상면보다 높은 위치(안전주입덕트 출구(15) 높이)에서 더 이상 진행되지 않게 함으로써, 원자로의 냉각재 수위가 적어도 노심(2)의 상면 이상으로 유지되게 하기 위한 것이다. 실제적으로는 틈새(14)의 구조상 파편에 의하여 틈새(14)가 완전히 막히는 경우는 발생하지 않는다.The height of the outlet 15 of the safety injection duct 10 lower than the bottom of the reactor inlet nozzle 7 is, for example, when the outlet 15 is higher than the inlet nozzle 7, the safety injection duct in case of breakage of the low temperature pipe 4. Since the safety injection water injected through the outlet 15 of (10) may come out together with the coolant through the low temperature pipe 4 broken in contact with the steam flow rate, the safety injection by blocking the contact with the steam flow rate. To prevent water from flowing out, and to ensure that the safety injection water discharged from the direct container injection nozzle (6) bypasses the reactor inlet nozzle (7) and is injected into the reactor coolant accumulated in the downstream downward passage of the reactor vessel (1). It is for. In addition, the height of the safety injection duct 10 and the exit 15 higher than the upper surface of the core 2 is such that a gap between the flange 12 and the protrusion 11 when the safety injection pipe 5 breakage occurs outside the reactor. This is in case 14 is blocked by debris that has been deposited in the reactor vessel (1) to prevent the siphon effect blocker. That is, even if the gap 14 is blocked by debris and prevents the function (siphon effect blocking function), the coolant outflow due to the siphon effect is higher than the upper surface of the core 2 (safe injection duct outlet 15 height). By not proceeding further at, the coolant level in the reactor is maintained at least above the top surface of the core 2. In practice, the gap 14 is not completely blocked by the structural fragments of the gap 14.
다음의 표 1은 원자로 냉각재 상실사고 중 가장 심각한 가상사고인 저온관(4) 파단사고의 발생시, 직접용기주입노즐(6)만으로 안전주입수를 주입하는 종래 안전주입수로가 적용된 경우와, 안전주입덕트(10)로써 안전주입수를 원자로 입구노즐(7)을 우회하여 주입하는 본 발명에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로가 적용된 경우를 현재 사용되고 있는 열수력계통 과도해석(Thermal-Hydraulic Transient Analysis)을 위한 RELAP5/MOD3/K 컴퓨터 코드를 이용하여 예시 계산한 결과를 비교하여 보인 것이다.The following Table 1 shows a case where a conventional safety injection channel in which safety injection water is injected only with the direct container injection nozzle 6 is applied in the event of a breakdown of the low temperature pipe 4 which is the most serious virtual accident among the reactor coolant loss accidents. Heat is currently being used to apply the safety injection water in the reactor for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with the present invention injecting the safety injection water into the duct 10 by bypassing the reactor inlet nozzle (7) The results of the example calculations were compared using the RELAP5 / MOD3 / K computer code for the Thermal-Hydraulic Transient Analysis.
이상에서 상세히 설명한 바와 같은 본 발명에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로에 따르면, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시 그 저온관으로 유출되는 안전주입수의 양을 최소화하여 노심에 도달하는 안전주입수의 양을 극대화할 수 있고, 또, 안전주입수 주입관인 안전주입관의 파단사고시, 그 안전주입관을 통해 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과를 차단하여 원자로 내 냉각재 수위를 노심이 냉각재에 잠기는 일정 이상의 최소 높이로 유지시킬 수 있음으로써 가압경수로의 안전도를 크게 높일 수 있다.According to the safety injection channel in the reactor for blocking the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with the present invention as described above in detail, the amount of the safety injection water flowing into the cold tube during the cold tube breakage incident as the coolant inlet pipe Maximize the amount of safety injection water reaching the core by minimizing it, and in case of breakage of the safety injection pipe, which is the safety injection water injection pipe, it blocks the siphon effect that causes the coolant to continuously flow through the safety injection pipe. By keeping the coolant level in the core at a minimum height above a certain level that the core is submerged in the coolant, the safety of the pressurized water path can be greatly increased.
뿐만 아니라, 본 발명에 따른 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로는 종래 원자로내 안전주입수로에 비해 노심 지지통의 중량을 거의 증가시키지 않음으로써 원자로 지지구조물에 대한 하중 설계 및 건설을 용이하게 하여 원자로 건설비용을 크게 절감케 한다.또한, 안전주입덕트가 노심지지통에 부착되어 지지됨으로써 노심지지통의 원자로 용기에 대한 착탈시 직접용기주입노즐과의 소정 간극의 틈새(14)에 의하여 원자로 용기의 상부 내벽의 용기턱에 간섭되지 않고 노심지지통과 함께 착탈될 수 있으므로, 예컨대 원자로 용기의 가동중 검사를 위한 해체 작업 등을 수행함에 있어서 작업공정을 단축할 수 있다.In addition, the safety injection water in the reactor to block the siphon effect and the contact with the steam flow in accordance with the present invention is to increase the weight of the core support canister compared to the conventional safety reactor in the reactor to the reactor support structure for The design and construction of the load can be facilitated to greatly reduce the cost of constructing the reactor. In addition, the safety injection duct is attached to and supported by the core support container, so that the predetermined gap with the direct container injection nozzle when the core support container is attached to or removed from the reactor vessel. Since the gap 14 can be attached and detached together with the core support without interfering with the container jaw of the upper inner wall of the reactor vessel, the work process can be shortened, for example, in performing the dismantling operation for inspecting the reactor vessel during operation. .
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