KR100364871B1 - 운전 정지 냉각 펌프의 와류 탐지 시스템 - Google Patents

운전 정지 냉각 펌프의 와류 탐지 시스템 Download PDF

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Abstract

원자력 발전소의 미드루프 작동(midloop operation)시 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프(33)의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상(cavitation)을 탐지하는 시스템 및 방법에서, 발전소는 열관(hot leg)(18)의 하부 영역으로부터 드레인 펌프(33)까지 연결된 드레인 파이프(28)를 갖는 수평의 열관(18)을 포함하며, 유동 공백에 의해 유량계의 초음파 신호에 발생하는 두절을 측정하고 탐지하기 위해서 휴대 가능한 클램프-온(clamp-on) 초음파 유량계의 트랜스듀서(42)를 드레인 파이프(28)에 부착하는 단계와, 상기 두절된 신호에 의해 동작하는 원격 경보 장치를 제공하는 단계를 포함한다.

Description

운전 정지 냉각 펌프의 와류 탐지 시스템{SHUTDOWN COOLING PUMP VORTEX DETECTION SYSTEM}
가압수형 원자로(PWR : pressurized water reactor) 타입의 원자력 발전소에서, 기본적으로 붕소와 물로 이루어진 냉각재 유체는 원자로와 하나 이상의 증기 발생기 사이의 폐쇄 순환 루프를 통해서 지속적으로 이송된다.
전력 생산이 이루어지는 동안, 가압 냉각재는 원자로에서 일어나는 핵분열 반응(fission reaction)에 의해서 방출되는 열을 흡수한다. 그리고 나서 가열된 냉각재는 적절하게는 순환 루프의 "열관(hot leg)"이라고 알려진 주 파이프를 통해서 흐른다. 이 열관은 고온의 냉각재를 증기 발생기로 운반한다.
증기 발생기에서, 냉각재 유체는 열 교환기를 통해서 순환한다. 열 교환기는 냉각재 유체를 냉각시키며, 냉각재로부터 빼앗은 열을 증기를 발생시키는데 사용한다. 이 증기는 결국 터빈을 구동시켜 전기를 발생시키는데 사용된다.
순환 냉각재가 열 교환기에 의해서 냉각되고 나면, 순환 펌프는 "흡입관(suction leg)"를 통해서 증기 발생기로부터 냉각재를 제거하며, "냉관(cold leg)"과 입구를 통해서 냉각재를 원자로로 복귀시킨다. 그리고 나서 냉각재는 원자로에서 재가열되며, 이러한 사이클을 반복하게 된다.
하나 이상의 루프를 통한 냉각재의 이와 같은 순환은 발전소의 작동에 있어서 상당히 중요하다. 순환 냉각재는 열 에너지를 증기 발생기로 운반하여 터빈을 구동하기 위한 증기를 발생시키는데 이러한 에너지가 사용되도록 할 뿐만 아니라, 순환 냉각재는 원자로의 노심(reactor core)이 과열되는 것을 또한 방지한다.
증기 발생기를 포함하는 원자력 발전소 시스템은 정기적인 정비를 요한다. 특히, 유체 순환 시스템은 잠재적인 기능 저하 여부가 점검되어야 하며, 점검 및 정비가 건조한 환경에서 이루어질 수 있도록 노즐 댐(nozzle dam)이 증기 발생기에 설치되고 또한 제거되어야 한다.
노즐 댐을 설치하고 제거하기 위해서는, 증기 발생기로부터 냉각재 유체가 배출되어야 한다. 이는 주 순환 루프, 그리고 그에 따라 열관 또는 주 파이프에 있는 유체의 레벨을 낮추는 것을 요한다. "운전 정지"라 명명되는 이러한 정비 기간 동안, 냉각재는 원자로 노심으로부터의 붕괴열(decay heat)에 의해서 지속적으로 가열되지만, "운전 정지 냉각 시스템"으로 알려진 다른 열 교환기와 보조 순환 시스템에 의해 냉각된다.
운전 정지 원자로 시스템의 냉각재 또는 물의 레벨을 낮춰서 낮아진 물의 레벨보다 위에 있는 시스템 부분에 대한 정비 작업이 이루어질 수 있도록 하기 위해서, 물의 레벨은 최소 레벨로, 그리고 유동률은 적절한 노심 냉각을 지속적으로 제공할 수 있도록 제어되고 유지되어야 한다. 이러한 최소 레벨은 원자로 냉각재 시스템 주 루프 배관(열관) 내에서 대략 중간 정도의 높이에 해당되며, 일반적으로 "미드루프(midloop)"라 일컬어진다.
미드루프 작동이 이루어지는 동안, 냉각재 물은 노심을 냉각시키기 위해서 시스템을 통해서 순환된다. 전형적으로, 운전 정지 냉각 시스템에서 다른 열 교환기에 의해서 물을 냉각시키고 뒤이어 냉각된 물을 원자로 입구와 노심으로 재순환시키기 위해 가열된 물을 노심으로부터 끌어들일 수 있도록, 하나 이상의 주 루프 파이프 또는 관의 하부 영역과 통하도록 되어있는 드레인 라인(또는 라인들)이 존재한다.
만약 물의 레벨이 너무 낮아지거나 또는 배출 유동률이 너무 높게 되면, 미드루프 작동 동안 드레인 라인에 코리올리 효과의 와류가 형성될 수 있다. 이러한 와류는 시스템으로부터 배출될 수 있는 냉각재의 유동률을 제한하며 결국에는 드레인 펌프 내에 공동 현상을 야기할 수 있기 때문에 바람직하지 않다. 이러한 두 가지 결과는 노심의 지속적인 냉각에 우려를 초래한다.
와류의 형성을 방지하기 위한 현재의 방법은 물의 레벨을 가능한 한 높이 유지시키고, 그리고/또는 유동률을 줄이는 것을 시도하는데, 그 결과 정비 업무를 위해 물의 레벨을 낮추어야 하는 필요성과 안전한 노심 냉각을 위해서 물의 레벨을 높게 유지하고 충분한 유동률을 유지해야 하는 필요성 사이에 상충을 초래한다.
사용되는 미드루프 측정 시스템은 물의 높이 탐지 및 시스템의 와류의 상태 추정과 관련이 있다. 미국 특허 제 5,790,619호는 본 출원과 동일한 양도인에게 양도되어 있으며, 주 파이프 또는 열관에 인접한 드레인 파이프 내에 와류 브레이커(vortex breaker)를 삽입함으로써 펌프의 공동 현상을 감소시키는 시스템에 대한 것이다.
원자력 발전소에서는, 특히 원자로 냉각재 시스템의 미드루프 물 레벨 작동시의 운전 정지 냉각 시스템의 신뢰성에 많은 관심이 주어졌다. 전형적인 가압수형 원자로(PWR) 원자력 증기 공급 시스템에서, 예를 들면 증기 발생기 노즐 댐의 설치와 제거를 위한 미드루프 작동은 매우 어려운 작동 과정일 수 있다. 전형적으로, 실제 물 레벨의 허용 공차는 대략 ±1 inch, 즉 ±2.54 cm이다. 발전소의 운전자는 이러한 물 레벨을 수동으로 제어해야 한다. 현재 사용되는 계기는 평균적인 원자로 냉각 시스템(RCS : reactor coolant system) 물 레벨과 운전 정지 냉각 펌프의 유동만을 측정한다.
이러한 RCS 물 레벨 측정의 정확도는 사용되는 계기의 기술 수준과, 온도, 압력 및 붕산 농도와 같은 공정 파라미터(process parameter)의 변화에 의해서 제한된다. 운전 정지 냉각 펌프의 유동 측정 경보는 공기가 이미 펌프로 들어가고 나서야 발생하며, 그래서 이는 공기 와류의 발생을 방지하는데 사용될 수 없다.
본 발명은 원자력 발전소의 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상(coriolis effect vortex-created cavitation)의 탐지 시스템 및 방법에 관한 것이다.
도 1은 명료함을 위해서 운전 정지 냉각 시스템과 드레인 장치가 하나의 증기 발생기에만 연결된 상태로 도시된, 두 개의 증기 발생기를 갖는 원자력 발전소를 도시하는 개략적인 사시도.
도 2는 본 발명의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상 탐지 및 경보 장치 시스템이 부착되어 사용되는, 도 1의 열관 및 드레인 파이프의 일부분을 도시하는 부분 확대 단면도.
본 발명은 주 파이프 또는 열관의 하부 영역에, 보조 열 교환기를 통해서 열관 유동의 일부를 순환시키고 다시 원자로의 입구로 순환시키기 위한 드레인 파이프와 펌프가 제공된 원자력 발전소의 운전 정지 냉각 시스템을 위한 것이다. 배출되는 물이 적절한 미드루프 물 레벨을 형성할 수 있도록 열 교환기를 바이패스(by-pass)하기 위한 장치가 또한 제공된다(미도시됨). 어떠한 경우라도, 드레인 펌프는 증기 발생기의 정비를 위해 물의 루프를 원하는 레벨이 되도록 배출하고, 또한 냉각재를 운전 정지 냉각 시스템의 일부분인 원자로 노심으로 재순환시킨다. 따라서, 드레인 펌프의 효율적인 성능은 필수적이다.
열관의 드레인 파이프에서의 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 펌프의 공동 현상은 드레인 파이프의 유동률을 떨어뜨리고, 원하는 레벨을 달성하는 과정을 지연시킴으로써 효율을 저하시킨다. 또한, 펌프의 공동 현상은 운전 정지 냉각 시스템 내에서 냉각재를 적절하게 재순환시키는 펌프의 기능을 저하시킬 우려가 있다. 그래서, 펌프의 효율적인 성능은 필수적이다.
본 발명은 운전 정지 냉각 기능의 완전한 손실을 초래할 수도 있는, 운전 정지 냉각 시스템의 파이프에서 와류에 의해 비말 동반되는(entrained) 공기를 직접 탐지할 수 있다는 점에서 고유하다. 시정 조치가 시기 적절한 방법으로 취해질 수 있도록, 위험스러울 정도로 낮은 원자로 냉각 시스템의 물 레벨 상태를 원자력 발전소 운전자에게 경보해 주기 위해서 부가적인 발전소 계기 시스템이 사용된다.
공기 와류의 탐지를 위한 새로운 시스템과 방법은 시중에서 구입할 수 있는 기존의 휴대 가능한 클램프-온(clamp-on) 초음파 유량계를 이용한다. 이러한 계기는 공기 와류의 탐지를 위해 장착되며, 운전 담당자에게 현장(local) 및 원거리 경보를 제공한다. 공기 와류는 유량계의 초음파 신호의 두절을 발생시키는 유동 공백(void)의 측정에 의해서 탐지된다. 이러한 신호 두절의 발생시 마다 경보 장치가 경보를 발생시킨다.
현재 이용되는 물 레벨 측정의 정확도는 온도, 압력 및 붕산 농도의 공정 파라미터 변화에 따라 달라진다. 그래서, 현재의 시스템에서, 경보 목적의 운전 정지 냉각 펌프의 유동 측정은 공기가 이미 펌프에 들어가고 난 후에야 이루어진다. 따라서, 이러한 시스템은 공기 와류의 발생을 방지하는데 사용될 수 없다. 본 발명의 시스템을 기존의 물 레벨 및 펌프 유동 측정에 사용함으로써, 발전소의 운전자는 전체적으로 향상된 와류 발생 방지 시스템을 구비하게 되는데, 이는 발전소의 잠재적인 위험 상황, 및 이에 수반되는 광범위한 규제 기관의 정밀 조사 및 서류 작업을 피할 수 있게 한다.
도 1은 본 발명이 병합된 원자력 발전소를 도시한다. 도면 번호 10은 전체적으로 원자로(12)와 두 개의 증기 발생기(14, 16) 각각 사이의 폐쇄 순환 루프를 통해서 물이 지속적으로 이송되는 가압수형 원자로 타입의 발전소를 지칭한다.
원자로(12)로부터의 물 냉각재는 주 파이프 또는 열관(18)을 통해서 각각의 증기 발생기(14, 16)로 흐르는데, 이들 증기 발생기 각각은 유사한 배관을 갖는다.
예시를 위해서, 증기 발생기(16)의 경우에, 냉각재 시스템의 순환 펌프(20)는 증기 발생기에서 냉각된 물을 흡입관 파이프(22)를 통해서, 그리고 냉관(24)과 입구(26)를 통해서 다시 원자로(12)로 순환시킨다.
운전 정지 냉각 시스템의 드레인 파이프(28)는 거의 수평인 주 파이프 또는 열관(18)의 하부 영역과 교차한다. 주 파이프(18)의 하부 영역 내에 와류(30)가 존재한다.
주 파이프(18)로부터 드레인 파이프(28)로의 유동은 와류(30)를 형성하는데, 이 와류는 주 파이프(18)로부터 직접적인 유체 전달 관계를 갖는 드레인 펌프(33)에 공동 현상을 야기하며, 드레인 파이프는 주 파이프(18)의 하부 영역과 교차한다. 이 와류(30)는 공백과 공동 현상(32)을 발생시킴으로써 드레인 파이프(28)와 드레인 펌프(33)에서의 유동률을 제한한다. 드레인 펌프(33)는 운전 정지 냉각 시스템의 물 냉각 기능을 수행하기 위해서 도관(28')을 통해서 도관 하류의 보조 열 교환기(34)로 물을 방출한다.
드레인 파이프 부분(28")에 있는 밸브(36)에 의해서 물은 열 교환기(34)로부터 배출기(38)로 또는 파이프 부분(40)으로 유도되는데, 이 파이프 부분은 운전 정지 기간 동안 또는 안전상의 이유로 보조 열 교환기의 용량이 요구되는 긴급한 경우에 노심을 냉각시키도록 원자로(12)의 입구(26)를 통해서 재순환시킬 수 있게 주 파이프 냉관(24)에 연결된다.
도 2에는, 주 파이프(18)와 드레인 파이프(28)의 결합부에 확대된 와류(30)가 도시되어 있다. 미드루프 작동을 위한 주 파이프(18) 내의 전형적인 냉각재 레벨이 도면 번호 31로 지칭되어 있다. 와류(30)에 비말 동반되는 공기는 드레인 파이프(28)와 펌프(33)에 공백과 공동 현상(32)을 발생시킨다.
휴대 가능한 클램프-온 초음파 유량계(40)는 센서를 구비하는데, 이 센서는 트랜스듀서(transducer)(42)이며 스트랩(strap) 또는 체인(44)에 의해 드레인 파이프(28)에 부착된다. 트랜스듀서 케이블(46)이 유량계(40)에 연결되며, 이 유량계(40)는 내부에 장착된 현장 경보 장치(48), 및 미드루프 작동의 냉각재 유동 레벨(31)을 조절하고 제어하는데 도움을 줄 수 있도록 제어실에 위치될 수 있는 원격 경보 장치(50)를 구비한다.
선호되는 클램프-온 휴대용 유량계는 뉴욕 11788, 호포우지(Haupauge), 플랜트 에버뉴 155번지 소재의 컨트롤로트론(Controlotron) 사로부터 구입 가능한 컨트롤로트론 시스템 1010 DP이다. 이 유량계는 브로우셔 1010DP-1에 구체적으로 기재되어 있으며, 그 브로우셔 한 부가 여기에 첨부되어 있고, 본 개시의 일부로 인정된다.
상술한 바와 같이, 본 발명은 원자력 발전소의 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상의 탐지 시스템 및 방법에 이용된다.

Claims (5)

  1. 원자력 발전소(10)의 미드루프 작동(midloop operation)시 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프(drain pump)(33)의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상(cavitation)을 탐지하는 시스템에 있어서,
    원자로(12)로부터 증기 발생기(16)로 냉각재를 유도하는 주 파이프(18)로서, 거의 수평이고 상부 영역과 하부 영역을 갖는 상기 주 파이프(18)와,
    상기 하부 영역으로부터 드레인 펌프(33)로 냉각재를 유도하기 위해 상기 주 파이프의 상기 하부 영역에 연결된 드레인 파이프(28)와,
    유량계 신호의 두절을 측정하고 탐지하기 위해서 상기 주 파이프(18)와 상기 드레인 펌프(33) 사이의 상기 드레인 파이프에 센서(42)가 부착되는 휴대 가능한 클램프-온(clamp-on) 초음파 유량계(40)와,
    상기 두절된 신호에 의해 경보가 발생되는 경보 장치(50)를
    포함하는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 시스템.
  2. 제 1항에 있어서, 상기 경보 장치(50)는 상기 주 파이프(18)내의 냉각재 레벨을 유지함으로써 정확한 미드루프 작동을 허용하도록 상기 유량계(40)로부터 원거리에 위치하는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 시스템.
  3. 제 1항에 있어서, 상기 휴대 가능한 클램프-온 초음파 유량계(40)의 상기 센서(42)는 상기 드레인 파이프의 수직 부분(vertical section)에 부착된 두 개의 트랜스듀서(transducer)로 구성되는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 시스템.
  4. 원자력 발전소(10)의 미드루프 작동시 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프(33)의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 방법으로서, 상기 발전소(10)는 원자로(12)로부터 증기 발생기(16)로 냉각재를 유도하기 위한 주 파이프(18)를 포함하며, 상기 주 파이프(18)는 거의 수평이고 상부 영역과 하부 영역을 가지며, 상기 하부 영역으로부터 드레인 펌프(33)로 냉각재를 유도하기 위해 상기 주 파이프(18)의 상기 하부 영역에 드레인 파이프(28)가 연결되는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 방법에 있어서,
    휴대 가능한 클램프-온 초음파 유량계(40)의 센서(42)를 상기 주 파이프(18)와 상기 드레인 펌프(33) 사이의 상기 드레인 파이프(28)에 부착하는 단계와,
    상기 유량계의 초음파 신호의 두절을 측정하고 탐지하는 단계와,
    상기 두절된 신호에 의해 경보가 발생되는 경보 장치(50)를 제공하는 단계를
    포함하는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 방법.
  5. 제 4항에 있어서, 상기 경보 장치(50) 에 응답하여 상기 주 파이프(18)의 미드루프 작동 냉각재 유동 레벨을 조절하는 단계를 포함하는, 운전 정지 냉각 시스템의 드레인 펌프의 공기 와류 및 코리올리 효과의 와류에 의해 발생하는 공동 현상을 탐지하는 방법.
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AU3450399A (en) * 1998-04-17 1999-11-08 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Shutdown cooling system safety feed system
US6480793B1 (en) * 2000-10-27 2002-11-12 Westinghouse Electric Company Lcl Flow condition monitor
US6663349B1 (en) 2001-03-02 2003-12-16 Reliance Electric Technologies, Llc System and method for controlling pump cavitation and blockage
US6655922B1 (en) * 2001-08-10 2003-12-02 Rockwell Automation Technologies, Inc. System and method for detecting and diagnosing pump cavitation
DE10255514A1 (de) * 2002-11-27 2004-06-09 Endress + Hauser Gmbh + Co. Kg Druckregelverfahren zur Vermeidung von Kavitationen in einer verfahrenstechnischen Anlage
EP1646864B1 (en) * 2003-07-18 2018-11-07 Rosemount Inc. Process diagnostics
US7866211B2 (en) * 2004-07-16 2011-01-11 Rosemount Inc. Fouling and corrosion detector for process control industries
US20100226469A1 (en) * 2005-12-27 2010-09-09 The Tokyo Electric Power Company, Incorporated Atomic reactor water supply piping structure and ultrasonic flowmeter system
CN104538069A (zh) * 2014-11-17 2015-04-22 上海核工程研究设计院 核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统
US10460847B2 (en) * 2016-01-19 2019-10-29 Information Systems Laboratories, Inc. Gravity-based, non-invasive reactor system and method for coolant inventory monitoring
CN107424658B (zh) * 2017-05-27 2019-05-21 苏州热工研究院有限公司 一种用于核燃料棒涡流检测的涡流探头装置
CN110349688B (zh) * 2019-06-14 2021-06-25 中广核工程有限公司 一种核电厂远程停堆站系统及方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4088987A (en) * 1976-06-24 1978-05-09 Resler Glen Leroy Fluid leak alarm system
SU947473A1 (ru) * 1979-10-05 1982-07-30 Шахтинский Филиал Новочеркасского Ордена Трудового Красного Знамени Политехнического Института Им.Серго Орджоникидзе Устройство дл обнаружени кавитации в насосе
US4405559A (en) * 1981-08-06 1983-09-20 Tokarz Richard D Coolant monitoring apparatus for nuclear reactors
FR2533355B1 (fr) * 1982-09-22 1988-07-08 Commissariat Energie Atomique Circuit caloporteur secondaire pour un reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et generateur de vapeur adapte a un tel circuit
JPS61244897A (ja) * 1985-04-19 1986-10-31 Shipbuild Res Assoc Japan 遠心ポンプのキヤビテ−シヨン回避装置
JPS6248993A (ja) * 1985-08-26 1987-03-03 Toshiba Corp 原子炉再循環系ポンプのキヤビテ−シヨン防止装置
JPS62204194A (ja) * 1986-03-05 1987-09-08 株式会社東芝 給水加熱器ドレンタンク圧力制御装置
KR880010431A (ko) * 1987-02-04 1988-10-08 미다 가쓰시게 원자로 플랜트
JPH01219696A (ja) * 1988-02-29 1989-09-01 Toshiba Corp 給水加熱器ドレン制御装置
US5235524A (en) * 1990-04-02 1993-08-10 Rockwell International Corporation Ultrasonic cavitation detection system
JPH04291129A (ja) * 1991-03-20 1992-10-15 Hitachi Ltd 電磁ポンプのキャビテーション検出装置

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