KR100938768B1 - 원자로의 정지 기간 중에 원자로의 증기 발생기 가압수를 공급하는 방법 및 장치 - Google Patents

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Abstract

적어도 하나의 인젝터 응축기(20)는 원자로의 원자로 냉매 시스템(2)의 냉매의 온도 및 압력이 원자로의 고온 정지 상태와 잔열 냉각 시스템(RRA)을 사용할 수 있는 상태 사이로 변화되는 과정의 상태 중에 증기 발생기(1)에 이차 급수를 공급하는데 사용된다. 인젝터 응축기(20)에는 제 1 입구에서 증기 발생기(1)의 상부에서 배출된 증기가 공급되고, 제 2 입구에서 저장탱크(10)로부터 급수가 공급된다. 증기 발생기(1)는 저장탱크(10)로부터 급수를 배출하며 증기 발생기(1)의 제 2 부분(3) 내로 급수를 주입하기 위한 보조 펌프를 사용하지 않고 제공된다.
원자로, 증기, 가압수, 응축기, 통기 파이프

Description

원자로의 정지 기간 중에 원자로의 증기 발생기 가압수를 공급하는 방법 및 장치{Method and device for supplying pressurized water to a steam generator of a nuclear reactor during shut-down periods of the reactor}
본 발명은 원자로의 고온 정지(hot shutdown) 상태와, RRA 시스템이라 불리는 반응로 잔열 냉각 시스템을 시동할 수 있는 상태 사이에서 원자로의 온도 및 압력이 변하는 단계의 과정에서 가압 원자로(pressurized water nuclear reactor)의 증기 발생기에 2차 급수(feedwater)를 공급하는 방법에 대한 것이다.
가압 원자로는 반응로 냉매 시스템을 포함하며, 이 시스템은 원자로의 코어(core)을 냉각시키기 위한 냉매가 흐르고 하나 이상의 증기 발생기가 배치되어 원자로의 냉매 또는 반응로 냉매와, 상기 반응로 냉매와의 열교환에 의해 증기 발생기 내측에서 가열 및 기화되는 급수 또는 2차 급수 간의 열교환을 제공한다.
원자로가 사용될 때에는, 급수가 저장 탱크로부터 인출되어 증기 발생기의 제 2 부분으로 도입된다.
원자로의 작동 중에는, 증기 발생기의 제 2 부분으로 도입된 급수가 가열 및 기화되고; 증기는 증기 발생기의 상부 부분에서 재생 및 건조된 다음에, 원자로와 연계된 터빈에 보내진다.
그 다음에, 터빈을 작동시키는데 사용되는 증기가 응축기에서 재생되고, 응축기 내에서 형성되는 물은 재가열되고 급수 저장 탱크로 되돌려지며, 이 탱크로부터 증기 발생기에 공급하기 위해 증기가 회수된다.
증기 발생기의 급수는 펌프에 의해 저장 탱크로부터 회수되고, 증기 발생기의 제 2 부분으로 다시 주입되기 전에 재가열 및 가압된다.
원자로의 소정의 작동 시간 후에, 원자로의 코어에 재장전하는 작업을 실시할 필요가 있고, 이 과정에서 연료 조립체가 코어 내에서 변화되고, 연소율(burn-up rate)이 원자로를 작동하기 위한 조건에 의해 설정된 한계점에 도달된 일부 소모된 조립체들이 교환된다.
원자로의 코어에 재장전하기 위해, 반응로를 완전히 정지시키고 감압하고, 원자로 용기(vessel)가 잠기게 되는 구멍(pit)으로부터 용기 내측의 원자로 코어에 액세스하기 위해 용기 헤드를 열 수 있는 온도로 반응기 냉매 시스템을 냉각시켜야 한다.
용기의 내측을 액세스할 수 있는 온도로 원자로를 정지 및 냉각시키기 위해, 이러한 원자로 정지는 저온 정지(cold shutdown)라 불리고, 원자로의 고온 정지의 특징을 갖는 상태를 얻기 위해 모든 제어봉을 반응로의 코어에 내려 원자로가 먼저 정지된다.
원자로의 고온 정지는 반응기 냉매 시스템의 온도가 작동하는 반응로의 특징을 나타내는 온도(300 내지 320℃)로부터 고온 정지의 특징을 나타내는 균일한 온도(약 296℃)까지 내려가게 한다; 반응기 냉매 시스템의 압력은 일정한 값(약 155 바)에서 유지되고; 코어에서 방출된 동력 또는 반응로의 잔류 동력이 공칭 동력의 2% 미만이 된다. 증기 발생기의 제 2 부분에서의 온도가 약 290℃의 값으로부터 반응로 냉매 시스템과의 평형 온도(296℃)까지 내려하고, 압력은 일정하게 유지되고 83 바이다.
원자로의 저온 정지를 실시하기 위해, 반응로 잔열 냉각 시스템 또는 RRA 시스템이라 불리는 냉각 시스템이 사용된다.
RRA 시스템은 반응로 냉매 시스템이 고온 정지의 온도 및 압력 레벨보다 상당히 낮은 레벨에 도달하였을 때에만 사용될 수 있다. 일반적으로, RRA 시스템은 반응로 냉매 시스템이 적어도 180℃까지 냉각되고 반응로 냉매 시스템의 압력이 적어도 30바 이하로 감소된 후에야 사용될 수 있다. RRA 시스템의 시동 조건하에서, 2차 냉각 시스템이 반응로 냉매 시스템과 온도 평형(180℃)을 이루고, 압력은 약 10바를 넘지 않는다.
고온 정지의 온도 및 압력 조건으로부터 RRA 시스템이 시동할 수 있는 조건으로 낮추기 위해, 종래 ASG 시스템이라 불리는 증기 발생기 보조 급수 시스템이 사용되었다. 급수는 ASG 시스템의 저장 탱크로부터 빼내어져 증기 발생기의 노즐에 연결된 통상 급수 파이프를 통해 증기 발생기에 주입된다. ASG 시스템으로부터의 물은 저온이고(약 7℃ 내지 50℃), 탭(tap)에 의해 물을 증기 발생기의 급수 파이프에 주입하면 주입 라인 및 증기 발생기의 노즐의 열적 피로가 반복적으로 쌓일 수 있는 열적 쇼크를 일으킨다.
이는 ASG 시스템으로부터의 물이 연속적으로 수동으로 제어되는 제트(jet)에 의해 증기 발생기의 주입 라인으로 도입되기 때문이다. ASG 시스템을 사용하는 것은 일반적으로 마모 계수로 특징지어지며, 이 계수는 생성기에 주입되는 냉수의 단위 제트의 수 대 최대 허용가능한 주입 회수의 비이다. 마모 계수는 가능한 한 작아야 하며, 이는 ASG 시스템의 사용을 제한한다.
ASG 시스템은 증기 발생기의 레벨을 실질적으로 일정하게 유지하기 위해 필요한 2차 급수의 주입을 수행하기 위해 RRA 시스템을 사용하기 위한 조건으로부터 고온 정지의 특징을 갖는 조건으로 원자로를 재시동하는 중에도 사용될 수 있다.
냉수의 주입에 의해 이루어지는 증기 발생기 노즐의 주입 라인의 열적 피로에 부가하여, ASG 시스템을 사용하는 것은 원자로의 통상 운전의 관점에서 원자로의 긴급 시스템으로 작동하는 단점을 갖는다.
그러므로, 본 발명의 목적은 원자로의 코어를 냉각하기 위한 반응로 냉매가 흐르는 반응로 냉매 시스템을 포함하는 가압 원자로의 증기 발생기에 2차 급수를 공급하고, 원자로의 고온 정지 조건과 정지된 반응로를 냉각시키는 시스템을 시동할 수 있는 조건 사이에서 냉매의 온도 및 압력이 변하는 과정의 상태 중에 열교환에 의해 증기 발생기에서 급수를 가열하는 방법을 제공하는 것이며, 이러한 방법은 증기 발생기에 공급하며 증기 발생기에 공급하는 신뢰성을 향상시키는 수단 및 이러한 공급에 사용되는 수단의 사이즈와 함께 건조, 설치 및 유지 비용을 감소시킬 수 있게 한다.
이러한 목적으로, 증기 발생기는 하나 이상의 인젝터 응축기를 사용하여 공급되며, 이 중의 하나 이상의 제 1 입구에 증기가 공급되고 제 2 입구에 증기 발생기 급수가 공급되며, 증기 발생기 급수는 고온에서 가압하에 인젝터 응축기의 출구로부터 증기 발생기로 공급된다.
또한, 본 발명은 본 발명에 따른 방법을 실시할 수 있게 하는 공급 장치에 대한 것이다.
본 발명을 보다 잘 이해할 수 있도록, 본 발명에 따른 방법의 실시 및 이러한 방법을 실시하기 위한 원자로 시스템에 관련한 수단이 이제 첨부된 도면을 참조하여 예를 들어 설명된다.
도 1a는 종래 기술에 따른 가압 원자로의 증기 발생기 급수 시스템을 도시하는 도면.
도 1b는 본 발명에 따른 방법을 실시하기 위한 가압 원자로의 증기 발생기 급수기 시스템과, 관련 수단을 도시하는 도면.
도 2는 본 발명에 따른 방법을 실시하기 위해 사용되는 인젝터 응축기의 단면도.
도 3은 본 발명에 따른 방법을 실시하기 위해 사용되는 3개의 인젝터 응축기(injector condenser)의 병렬 배치를 도시하는 도면.
도 4는 고온 정지 상태와, 반응로가 저온 정지하여 시스템을 사용할 수 있는 원자로의 다양한 작동 단계의 과정에서, 시간의 함수로서 반응로 냉매 시스템의 온도를 도시하는 그래프.
도 1a는 가압 원자로의 증기 발생기(1)를 도시하며, 그의 제 1 부분(2)은 열교환용 튜브 다발(2a)과, 채널 헤드(2b)를 포함한다.
채널 헤드(2b)는 두 개의 격실을 포함하며, 이 격실은 원자로의 반응로 냉매 시스템의 파이프에 각각 연결되어 가압된 냉매가 용기 내에 위치한 원자로와 접촉하여 흐를 수 있게 한다.
증기 발생기의 제 2 부분(3)은 증기 발생기의 외피 내측 및 채널 헤드(2b) 위쪽 및 교환 튜브 다발(2a) 둘레에 배치되어, 증기 발생기의 외피로 도입되는 2차 급수가 튜브 다발(2a)의 튜브들과 접촉하여 가열 및 기화될 수 있고, 튜브 내에 원자로의 반응로 냉매가 흐른다.
증기는 증기 발생기(1)의 외피의 상부 부분(1)에서 재생되어 증기 파이프(5)에 의해 증기 발생기의 터빈(4)에 보내진다.
증기 발생기의 2차 급수는 다발(2a)을 둘러싸는 환형 공간에서 다발(2a)의 상부 부분에 실질적으로 위치하는 높이에서 탭(18; tap)에 의해 증기 발생기(1)의 외피로 도입된다.
2차 급수는 증기 발생기의 통상 급수 시스템(6; ARE 시스템이라 불림)에 의해 증기 발생기에 도입된다.
증기 발생기의 제 2 부분(3)의 ARE 급수 시스템은 서로에 대해 평행하게 배치되는 파이프들을 포함하며, 그 위에 모터 구동식 밸브들과 제어 밸브들이 장착된다. 상기 ARE 시스템은 파이프(7), 고압 가열 시스템(8; AHP 시스템), 및 병렬로 배치된 두 개의 터빈-구동식 급수 펌프(9)를 통해 급수의 레벨이 조절되는 증기 발생기 급수 탱크(10)에 연결된다.
급수 펌프(9)의 세트는 특히 두 개의 통상적인 증기 발생기 터빈 구동식 급수 펌프와, 원자로의 정지와 고온 정지용 냉각 시스템(RRA)의 시동 간에 중간 단계에서 사용되는 APD 펌프라 불리는 보조 증기 발생기 급수 펌프를 포함할 수 있다.
터빈(4)의 출구에서 재생되거나 또는 바이패스 밸브(13)에 의해 증기 파이프(5)로부터 직접 나온 증기가 증기를 응축하기 위해 냉각된 응축기(12)로 보내진다. 재생된 물은 추출 펌프(15; CEX 펌프)와 저압 급수 가열기 시스템(ABP)이 그 위에 배치되는 파이프(14)를 통해 다시 급수 저장 탱크(10)로 보내진다.
증기 파이프(5)로부터 또는 터빈(4)의 입구에서 나온 증기의 일부는 급수의 재가열 및 가스 제거를 위해 저장 탱크(10) 내측으로 보내질 수도 있다.
순환 펌프(16a)를 포함하는 급수 재순환 시스템(16)은 폐쇄 시스템으로 탱크(10)의 급수를 순환시킬 수 있다.
저장 탱크(10)로부터의 2차 급수를 가열, 공급 및 빼내는 다양한 수단은 탱크(10) 내의 물이 고온 정지 중에 130℃ 미만의 온도 및 약 2.5바의 압력에 있도록 조절된다. 탱크(10)는 증기 발생기에 물을 주입하는 수단보다 실질적으로 위에 위치하는 높이(높이 차 20m)에 배치되어 급수가 2.5바보다 상당히 큰 압력(예를 들어 6바)으로 공급되게 한다.
원자로의 코어의 최대 삽입 위치로 제어봉들을 내려 얻어지는 원자로의 정지, 예를 들어 예정된 정지 후에, 반응로 냉매 시스템은 냉각 및 감압되어야 한다.
반응로 냉매 시스템에서, 특히 증기 발생기의 제 1 부분(2a, 2b)에서 고온 정지 조건으로부터 반응로의 잔열 냉각 시스템(RRA)이 작동하는 조건(증기 발생기에서 약 180℃의 온도 및 약 10바의 압력)으로 온도 및 압력을 변화시키기 위해, 원하는 온도, 압력 및 유속(flow rate)에서 증기 발생기의 제 2 부분에 급수를 공급하기 위해 APD 시스템의 펌프(17)를 사용할 수 있다.
반응로 냉매 시스템을 냉각시키기 위해, 증기 발생기는 반응로 냉매 시스템으로부터 열을 제거하기 위해 다량의 2차 물 흐름(water stream)을 제공한다. 급수 유속은 APD 시스템의 모터 작동식 밸브(17')와 ARE 시스템의 밸브(6)들을 조정하여 낮은 유속으로 조절된다.
예를 들어 원자로를 다시 시동하기 전에, 반응로 냉매 시스템과 증기 발생기가 RRA 시스템의 작동 조건으로부터 고온 정지 조건으로 가게 하기 위해, 냉매가 원자로 냉매 시스템의 펌프를 사용하여 반응로 냉매 시스템 내에서 순환되고, 이러한 순환은 반응로 냉매의 가열 및 열의 방출이 이루어지게 하고, 증기 발생기의 제 2 부분이 낮은 유속의 2차 급수를 공급받게 하여, 반응로 냉매 시스템의 온도가 고온 정지 조건까지 증가한다. 증기 발생기에는 증기 발생기에서의 레벨을 유지하기 위해 모터 작동식 밸브(17')에 의해 제어될 수 있는 낮은 유속에서 APD 펌프(17)에 의해 반응로 냉매가 공급된다.
APD 시스템을 포함하는 종래 기술에서 사용되는 장치들은 다양한 결점을 갖는다.
APD 시스템은 하나 이상의 모터 구동식 펌프를 포함하며, 이 펌프는 고온 정지 조건하에서 원자로의 증기 발생기에 공급할 수 있어야 하고; 증기 발생기의 제 2 부분은 약 296℃의 온도 및 약 83바의 압력의 물을 담고 있어야 한다. 급수 탱크(10)로부터 나오는, 증기 발생기의 노즐들로 주입되는 물은 1300 MWe 4루프 타입의 반응로에 대해 130℃이하의 온도이고 약 260m3/h의 최대 유속으로 주입되어야 한다.
이를 위해, 6600 볼트의 전압이 전기 구동 모터에 공급되는 APD 모터 구동식 펌프가 사용된다. 유속은 모터 구동식 펌프(17)의 하류측에 배치된 제어 밸브(17')에 의해 조절된다. 또한, ARE 시스템의 밸브들이 작은 유속을 제어하기 위해 사용된다.
APD 펌프는 베어링 및 밀봉 라이닝을 필요로 하는 몇 개의 스테이지(stage; 단)와 함께 회전하는 부분을 포함한다. 이러한 베어링 및 라이닝이 사용 중에 열화될 수 있기 때문에, 펌프의 작동 신뢰성이 감소될 수 있다. APD 시스템의 펌프들의 비용 및 사이즈가 부가적으로 고려될 수 있다.
또한, 증기 발생기의 노즐로 주입되는 2차 급수는 에너지 손실을 고려하여 약 110℃의 온도이고, 이는 증기 발생기의 제 2 부분에서의 온도보다 상당히 작다. 이 결과, 증기 발생기의 노즐들 및 증기 발생기의 온도에 가까운 온도에 있는 관련된 탭들에 열적 피로가 발생할 수 있다.
본 발명에 따른 방법은 원자로의 증기 발생기에 급수를 주입하기 위해 도 1b에 도시된 바와 같이 증기 발생기 급수 시스템 상에 배치된 하나 이상의 인젝터 응축기(20)를 사용하여, 반응로 냉매 시스템의 고온 정지 온도 및 압력 조건이 RRA 시스템이 작동하는 조건까지 내려갈 수 있다.
인젝터 응축기는 펌프와는 달리, 어떠한 회전 운동 부품도 갖지 않는 수동적인 열 압축 장치이다. 하나 이상의 제 1 입구에 의해 인젝터 응축기에 도입되는 증기 흐름은 제 2 입구에 의해 인젝터 응축기에 도입되고 증기와 혼합되는 물을 흡인할 수 있다. 인젝터 응축기의 출구에서, 증기는 완전히 액체이다.
인젝터 응축기는 라발(Laval; 수렴-확산) 노즐의 형상을 갖는다. 증기는 노즐의 목부로부터 초음속이 되는 속도로 인젝터 응축기에서 흐른다. 증기의 엔탈피의 일부는 운동 에너지로 변환되고 물이 나아가게 한다. 증기는 그 운동 에너지를 노즐 목부의 하류측의 압축파(condensation wave)를 통해 물에 전달할 때 응축한다. 확산기에서 물-증기의 혼합물의 압력은 증기와 물의 입구 압력보다 클 수 있다.
인젝터 응축기는 용량성(volumetric) 타입으로 작동하고, 물과 같은 액체가 최대 압력값 이하의 어떠한 냉각 압력에서도 일정한 유속으로 방출되게 한다.
하나 이상의 인젝터 응축기(20)가 사용되어 도 1b에 도시된 바와 같이 가압 원자로의 하나 이상의 증기 발생기(1)에 공급하는 경우, 인젝터 응축기(20)는 증기 발생기로부터, 스톱 밸브(21; stop valve)가 그 위에 배치되는 인출 파이프(withdrawal pipe)에 연결된 증기 파이프(5)를 통해 하나 이상의 제 1 입구에 의해 증기를 공급받는다. 물은 저장 탱크(10)에서 흡인되고 제 2 입구에 의해 인젝터 응축기(20)로 도입된다.
인젝터 응축기(20)의 출구는 체크 밸브(23a)가 그 위에 배치되는 파이프(23)에 의해 증기 발생기에 2차 급수를 공급하기 위해 파이프(7)에 연결된다.
바람직하게는, 본 발명을 실시하기 위해, 도 2에 도시된 바와 같은 두 개의 스테이지를 갖는 하나 이상의 인젝터 응축기가 사용된다.
인젝터 응축기(20)의 두 개의 스테이지(20a, 20b)는 사실상 동등하여 스테이지 중의 하나(예를 들어, 상부 스테이지(20a))만이 상세히 설명된다.
라발 노즐 형태로 만들어진 인젝터 응축기의 스테이지(20a)는 두 개의 증기 입구(24a, 24'a; 또는 제 1 입구)와 물 입구(25a; 또는 제 2 입구)를 포함한다. 증기 입구는 축방향에서, 즉 인젝터 응축기의 유체 유동 방향에서 인젝터 응축기의 두 개의 연속 영역에 측방향으로 배치된다. 물 입구(25a)는 장치의 축방향 양쪽으로 움직일 수 있도록 장착된 주입 노즐(25)과 서로 통하고, 이 노즐은 원격 제어되는 액츄에이터(27; actuator)에 의해 인젝터 응축기의 목부에 관한 물 주입 지점의 위치를 조절하기 위해 변위될 수 있다. 물 주입 노즐(25)은 예를 들어 재순환 시스템(16)에서 물 입구(25a)에 의해 저장 탱크(10)로부터 물을 공급받는다.
인젝터 응축기의 제 2 스테이지(20b)는 제 1 스테이지(20a)의 출구와 서로 통하는 파이프로 구성된 중앙의 물 입구(제 2 입구)와 두 개의 측방향 증기 입구(24b, 24'b)를 포함한다.
출구에서, 제 1 스테이지는 중간 압력 및 온도에서 물을 공급하고, 제 2 스테이지는 이러한 변수들을 인젝터 응축기에서 요구되는 조건으로 조정하는데 사용된다. 인젝터 응축기(20)의 다양한 증기 입구에 도입되는 증기의 유속 및 압력은 각각의 증기 입구에 연계된 교정된 오리피스와 제어 밸브에 의해 제어된다.
본 발명에 따른 방법은 증기 파이프(5)를 통해 하나 이상의 증기 발생기(1)의 상부 부분(1a)으로부터의 증기를 공급받는 인젝터 응축기(20)를 사용하여 실시될 수 있다.
고온 정지의 경우, 이러한 증기는 286℃의 온도 및 83바의 압력에 있다.
재순환 시스템(16)으로부터의 증기 발생기 2차 급수는 인젝터 응축기의 상부 스테이지(20a)의 제 2 입구(25a)에 공급된다. 이는 탱크(10)의 재순환 시스템(16)으로부터의 물과 혼합되는 고온 및 고압의 증기에 의해 구동되어 인젝터 응축기(20)의 출구(26)에서 탱크(10)의 물의 온도보다 더 높은 온도에서 증기에 의해 밀린 물이 재생된다. 이 온도는 예를 들어 160℃ 내지 180℃일 수 있다.
인젝터 응축기(20)는 단독으로 증기 발생기의 제 2 부분으로 급수를 가열, 가압 및 주입한다. 증기 발생기의 입구 노즐(18)로 도입된 물은 APD 시스템(또는 한층 유력한 이유로, ASG 시스템)의 펌프(17)를 포함하는 종래 기술에 따른 장치에 의해 주입하는 물의 온도보다 높은 온도이다.
이런 식으로, 증기 발생기의 제 2 부분의 입구 노즐(18)의 열적 피로와, 다발 둘레를 둘러싸는 쉘(shell) 및 증기 발생기의 내부 구성요소들에 작용하는 열응력이 감소된다. 증기 발생기는 인젝터 응축기에 의해 수동적으로 즉, 펌프를 구동하는 모터에 대한 전기 공급을 필요로 하지 않고 공급된다.
노즐(26)을 통해 흐르는 물은 증기에 의해 구동되며, 이와 같은 증기는, 가열되는 동안 응축되어 인젝터 응축기의 출구(20c)에서 증기의 동적 효과에 의해 구동되며, 인젝터 응축기 내의 증기와 물의 입구 압력보다도 높은 압력으로 되는 물의 흐름이 회수되도록 구성된다. 출구에서의 물의 온도는 인젝터 응축기의 입구에서의 물의 온도보다 높다.
인젝터 응축기는 부가적으로 인젝터 응축기 파이프의 목부(25)의 하류측에서 통기구(vent opening)를 포함할 수 있으며, 이 통기구는 격리 밸브를 통해 인젝터 응축기의 통기 파이프에 연결될 수 있고 시동시 장치를 기동(priming)시키는데 사용된다.
본 발명을 실시하기 위해, 도 2에 도시된 바와 같이 몇 개의 스테이지를 갖는 인젝터 응축기를 사용할 수 있으며, 여기서 물의 중앙 흐름은 예를 들어 환형 물 덕트와 중앙 증기 주입 파이프를 포함하는 상이한 타입의 인젝터 응축기의 증기 등의 주변 흐름(peripheral stream)에 의해 구동된다.
도 3은 3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20")를 도시하며, 이 응축기들은 도 2에 도시된 바와 같은 형태로 제조될 수 있고, 고온 정지 조건과 RRA 시스템을 사용하는 조건 사이에서 원자로 냉매 시스템을 냉각하기 위해 및 원자로 냉매 시스템을 재가열할 때 2차 급수를 보충하고 RRA 시스템 사용 중지 중인 조건으로부터 고온 정지의 온도 및 압력 조건으로 하는데 사용된다.
후술하는 바와 같이, 고온 정지 조건과 RRA 시스템이 작동하는 조건 사이에 원자로를 냉각 또는 가열하기 위해, 몇 개의 인젝터 응축기, 즉 각각의 응축기가 약 120 m3/h의 물의 유속을 내도록 30 m3/h의 급수 유속을 낼 수 있는 인젝터 응축기(20)와 두 개의 인젝터 응축기(20', 20")를 사용할 수 있다.
결과적으로, 주어진 작동 순서의 인젝터 응축기들과 인젝터들의 조절 하에 약 25 m3/h 내지 260 m3/h 범위의 유속을 갖는 가압 원자로의 증기 발생기를 제공할 수 있다.
3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20")는 병렬로 배치되고 각각의 격리 밸브(21, 21', 21")에 의해 터빈(4)과 증기 바이패스(13)의 상류측의 증기 파이프(5)에 연결된 증기 공급 라인(29)에 연결된다.
밸브(29a)는 라인(29)에 배치되어, 3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20")에 공통인 공급 라인(29)으로 증기가 들어가는 것을 제어할 수 있다.
밸브(21, 21', 21")는 작동될 때 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 제 1 입구들 각각에 증기가 들어가게 할 수 있다.
또한, 인젝터 응축기는 이들의 제 2 입구에서 도 1에 도시된 라인(30)의 분기점(branch)에 의해 탱크(10)의 재순환 시스템(16)으로부터의 급수를 공급받고, 각각의 분기점에 격리 밸브(30a, 30'a, 30"a)와 체크 밸브(30b, 30'b, 30"b)가 배치되고 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 각각의 제 2 입구에 연결된다.
이런 식으로, 증기 발생기(1)에 공급하기 위한 라인(7)으로 또는 보다 일반적으로 원자로 냉매 시스템 루프의 몇 개의 증기 발생기에 대한 공급 라인으로 인젝터 응축기의 출구를 연결하기 위해 파이프(23)에 그 출구가 연결된 하나 이상의 인젝터 응축기와, 급수를 공급하는 분기점의 스톱 밸브(30a)와, 하나 이상의 스톱 밸브(21, 21', 21")의 제어에 의해 사용할 수 있다.
예를 들어, 도 3에 도시된 바와 같이, 두 개의 스테이지를 갖는 3개의 증기 인젝터(20, 20', 20") 모두, 그 반응로 냉매 시스템이 4개의 루프를 갖는 경우에, 증기 발생기의 노즐에 각각 연결된 4개의 공급 라인(7a, 7b, 7c, 7d)을 통해 4개의 증기 발생기에 공급하는데 사용될 수 있다.
유사하게, 인젝터 응축기의 제 1 입구들에 공급되는 증기는 하나 이상의 증기 발생기로부터 제거될 수 있다.
증기 파이프(5)에 의해 증기 발생기의 상부 부분으로부터 나오는 증기를 공급받는 하나 이상의 인젝터 응축기를 사용하여 예를 들어 25 m3/h 내지 260 m3/h 범위의 넓은 범위 내에서 증기 발생기의 공급 유속을 조절할 수 있다.
본 발명에 따른 방법을 실시하기 위해, 가압 원자로의 출력 및 타입에 따라, 및 제공되는 냉각 및 가열 기능에 따라, 각각의 증기 발생기에 대해 하나 이상의 인젝터 응축기를 사용할 수 있다. 몇 개의 인젝터 응축기를 사용할 필요가 있는 경우, 이들 인젝터 응축기는 병렬로 배치되어 서로 독립적으로 사용될 수 있고 이들 인젝터 응축기는 일반적으로 상이한 특징, 특히 공급되는 급수 유속에 관해 상이한 특징을 갖는다.
후술하는 바와 같이, 이들 인젝터 응축기와 이들의 작동 수단은 종래 기술에 대응하는 도 1a에 도시된 바와 같이 급수 저장 탱크(10)로부터 증기 발생기를 공급하기 위해 도면부호 17과 같은 펌프를 포함하는 APD 시스템에 의해 대체될 수 있다.
본 발명에 대응하는 도 1b는 본 발명에 따른 장치와 종래 기술에 따른 장치를 비교하여 설명할 수 있도록, 본 발명에 따른 방법을 실시할 수 있게 하는 인젝터 응축기(20)와, 반응로 시스템을 도시한다.
인젝터 응축기(20, 20', 20")가 증기 발생기에 공급하는데 사용되는 경우, APD 공급 펌프가 제공되지 않고, 인젝터 응축기로 대체된다.
관례적으로, 도 1b에 도시된 바와 같이, 증기 발생기(1)는 후술하는 바와 같이, 본 발명에 따른 방법을 실시하기 위한 인젝터 응축기, 또는 인젝터 응축기의 사용의 몇가지 단계에서 사용되는 통기 시스템(31)을 포함한다.
도 1에 도시된 생성기의 증기 시스템은 관례적으로 응축기에 대한 증기 바이패스(13)에 부가하여 대기 중으로의 증기 바이패스(13')를 포함한다.
인젝터 응축기에 부여되는 압축율, 즉 인젝터 응축기 출구에서의 물의 압력 대 제 1 인젝터 응축기 입구에 공급되는 증기의 압력의 비는 작을 수 있고, 이러한 압축율은 주입 라인에서의 압력 강하를 고려하면 거의 1이다. 이는 증기 발생기의 상부 부분에서의 증기 압력과 실질적으로 같은 압력에서 증기 발생기의 제 2 부분(3)으로 급수가 주입되어야 하기 때문에, 증기와 급수는 실질적으로 압력 평형 상태이다.
상술한 바와 같이, 인젝터 응축기는 출력시의 주입 압력이 인젝터 응축기의 유속에 영향을 미치지 않도록 용량성 타입의 작동을 한다.
도 4에서, 고온 정지시의 가압 원자로의 하나 이상의 증기 발생기의 제 1 부분을 포함하는 반응로 냉매 시스템의 온도 변화 (따라서 압력 변화)가 고온 정지와 RRA 시스템의 사용 조건 사이의 냉각 중에 및 RRA 시스템의 작동 조건과 고온 정지 조건 간의 반응로 냉매 시스템의 가열 중에 시간에 대한 온도의 그래프의 형태로 도시되어 있다.
원자로의 반응로 냉매 시스템에서 온도 편차를 나타내는 곡선(32)은 296℃에 가까운 온도에서 고온 정지에 대응하는 단계(32a)를 포함한다. 반응로 냉매 시스템의 압력이 83바에 가까워진다. 곡선의 부분(32a)에 의해 나타난 고온 정지 이후에, 반응기는 28℃/h의 전형적인 열 구배(thermal gradient)로 곡선(32)의 부분(32b)에 의해 도시된 바와 같이 정지된 반응기의 RRA 냉각 시스템을 사용하는 조건과 고온 정지 조건 간에서 냉각될 수 있다.
RRA 시스템을 사용하는 조건까지 냉각된 후에, 반응로 냉매 시스템의 온도는 180℃에 가까워진다.
이 조건들이 유지되어 곡선(32c)의 부분에 의해 도시된 바와 같이 정지된 반응로의 냉각이 시작되거나, 또는 RRA 시스템이 작동하게 하여, 반응로 냉매 시스템의 온도가 영역(33)에서 변하게 할 수 있다. 상기 RRA 시스템을 운전 상태로부터 시작해서, 곡선(32)의 부분(32d)으로 도시된 바와 같이, 상기 반응로 냉매 시스템을 고온 정지 조건까지 가열하는 것이 가능하다.
곡선(32b)에 의해 도시된 바와 같은 냉각과, 곡선(32d)에 의해 도시된 바와 같은 반응로 냉매 시스템의 재가열과, 곡선(32a, 32c)의 부분으로 도시된 바와 같이 냉각 시스템의 시동 조건 또는 고온 정지 조건을 유지하기 위한 본 발명에 따른 장치 및 방법의 사용이 이제 설명된다.
가압 원자로의 정상 작동 중에, 종래 기술에 따른 펌프를 갖는 APD 시스템을 대체하며 하나 이상의 인젝터 응축기, 예를 들어 상술한 바와 같이 3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20")를 포함하는 본 발명에 따른 APD 시스템은 정지된 상태를 유지한다. 인젝터 응축기들은 증기 또는 물을 공급받지 않고, 스톱 밸브들을 닫아 원자로 시스템으로부터 격리된다.
곡선(32a)의 부분으로 도시된 바와 같이 고온 정지를 유지하거나, 또는 도 4의 곡선(32b)의 부분에 의해 도시된 바와 같이 냉각하기 위해 제어봉들을 내려 원자로를 정지한 후에, 인젝터 응축기들을 포함하는 본 발명에 따른 시스템이 사용된다.
이를 위해, 도면부호 30a와 같은 밸브들이 열려 인젝터 응축기들에 급수를 공급하고, 밸브들은 사용되는 인젝터 응축기들의 분기점들에 배치된다.
도면부호 29a, 21, 21', 21"와 같은 밸브들도 열려, 인젝터 응축기들(20, 20', 20")의 제 1 입구들이 증기 발생기의 상부 부분에 연결된 라인(5)으로부터 증기를 공급받게 한다.
필요에 따라, 하나 이상의 인젝터 응축기가 후술하는 바와 같이 사용되고, 원하는 유속으로 증기 발생기에 가압된 급수를 공급하기 위해 증기 및 물의 유속이 조절된다.
인젝터 응축기들에 의해 제공되는 정밀하게 물의 유속을 조정하는 수단은 인젝터 응축기에 연결된 파이프들에 배치된 제어 밸브들과, 물 주입 밸브의 위치를 제어하여 인젝터 응축기의 증기 주입 노즐의 목부 단면이 조절할 수 있는 전자 제어장치(27)를 포함한다. 이런 식으로, 급수 증기 유속을 제어할 수 있다.
또한, 조절 수단은 인젝터 응축기의 출구에 연결된 라인(22)에 연장하여 급수를 탱크(10)로 되돌리기 위한 라인상에 배치된 밸브(22a)를 포함한다. 밸브(22a)는 인젝터 응축기들에 의해 공급되는 유속의 일부를 탱크(10)로 보낼 수 있으므로 연결 파이프(23)를 통해 증기 발생기의 공급 라인(7)에 공급되는 유속을 제어할 수 있다.
인젝터 응축기를 사용할 때, 인젝터 응축기를 준비시키기 위해 인젝터 응축기의 물 파이프의 목부에서 통기 오리피스에 연결된 통기 파이프에 배치된 밸브가 열린다.
원자로의 프로그램에 따른 정지 후에, 물의 소모가 최대이기 때문에 고온 정지를 유지하거나 또는 RRA 시스템을 사용하는 조건까지 냉각시키기 위해, 증기 발생기에 물을 높은 유속으로 공급할 필요가 있다. 증기 발생기의 통기 시스템은 이러한 기간 중에 사용될 수 있다.
그 다음에, 본 발명에 따른 시스템의 최대 공급 성능이 사용될 수 있다. 상술한 바와 같이 3개의 인젝터 응축기를 포함하는 공급 시스템의 경우에, 이들 3개의 인젝터 응축기는 증기 발생기에 83바 이하의 압력에서 약 260m3/h의 물 유속으로 공급하기 위해 사용될 수 있다.
인젝터 응축기의 용량성 작용 때문에, 2차 시스템의 압력에 따른 조절을 고려할 필요가 없다.
130℃에서 공급 탱크로부터 물을 그리고 296℃에서 증기를 공급받는 인젝터 응축기는 160℃ 내지 180℃의 온도에서 증기 발생기에 급수를 공급한다. 따라서, 증기 발생기(1)의 제 2 부분의 공급 탭의 열적 피로와 증기 발생기의 쉘의 내부 구성요소의 응력이 제한된다.
반응로 냉매 시스템으로부터의 열은 도 4의 곡선(32b)의 부분에 의해 도시된 바와 같이 반응로 냉매 시스템의 온도가 감소함에 따라 증기 발생기(들)의 2차 냉각 시스템의 많은 유속의 물을 기화시켜 제거된다.
냉각 중에 증기 발생기의 레벨이 유지되도록 인젝터 응축기의 유속이 제어된다. 증기 유속은 도달할 필요가 있는 온도 구배에 따라 제어된다.
특히, 냉각 과정에서 모든 인젝터 응축기들이 사용될 필요는 없고, 증기 발생기 급수의 요구되는 유속은 소정의 시간 이후에 더 이상 모든 인젝터 응축기를 사용할 필요가 없게 한다. 예를 들어, 정지된 반응로의 냉각 시스템을 사용하기 전에 냉각의 마지막에서, 요구된 유속의 급수는 90m3/h 이하이어서, 최대 유속 120m3/h을 갖는 단일 인젝터 응축기만을 사용한다.
고온 정지 후에, 반응로 냉매 시스템을 냉각하는 단계 중에, 증기 바이패스(13) 또는 시스템(13')이 사용되고, 증기는 응축기로 다시 보내져 급수 탱크(10)에 공급된다. 응축기로의 물은 도 1에 도면부호 34로 도시된 응축기 급수 시스템에 의해 보충된다.
응축기로부터의 물은 CEX 펌프라 불리는 펌프(15)에 의해 증기 발생기에 공급하기 위해 탱크(10)에 보내진다.
원자로를 시동하기 위해, 예를 들어 저온 정지를 위해 냉각을 하는 조건으로부터 도 4에서 곡선(32d)의 부분으로 도시된 바와 같이 고온 정지에 관한 조건까지 반응로 냉매 시스템의 온도를 상승시키고, 단일 저유속 인젝터 응축기가 사용되고, 이 응축기의 유일한 기능은 물을 소모하는 경우에 증기 발생기의 제 2 부분에서의 레벨을 유지하는 것이고, 상술한 바와 같은 경우에 이 인젝터 응축기의 최대 유속은 30m3/h이다. 이는 반응로 냉매 시스템이 적은 잔열을 갖고 반응로 냉매 시스템이 주 펌프(primary pump)들에 의해 반응로 냉매 시스템에서 고속으로 순환하게 되어 있는 반응로 냉매로부터 방출된 열에 의해 가열되기 때문이다.
탱크(10)에 담긴 물은 증기를 공급받는 탈기 장치(degasser)에 의해 먼저 가스가 제거된다. 탱크(10)에서 보충되는 물은 펌프(15)를 사용하여 응축기(12)로부터 보충된다. 탱크(10)의 온도는 증기 발생기의 상부 부분에 연결된 파이프(5)로부터 특히 증기 주입에 의해 또는 보조 전기 가열기(SVA)에 의해 생성된 증기에 의해 유지될 수 있다.
반응로 냉매 시스템의 온도는 반응로 냉매에 의해 방출된 열이 2차 급수의 저 유속으로는 완전히 제거되지 않기 때문에 증가한다.
탱크(10)는 상술한 바와 같이 스팀에 의해 압력이 유지된다.
인젝터 응축기를 사용하는 본 발명에 따른 시스템은 원자로의 터빈 홀(turbine hall)에 설치된다. 이 시스템은 그 산출물(production) 및 기능 때문에 특정한 안전 및 여유(redundancy) 조건을 받지 않는다.
급수의 압력이 가능한 한 높아야 하기 때문에, 저장 탱크(10)가 상부 부분에 설치되고, 인젝터 응축기들은 원자로의 터빈 홀의 하부 부분에 설치된다. 높이 차는 예를 들어 인젝터 응축기와 저장 탱크 간에 20m이다.
종래 기술에 따른 APD 펌프를 인젝터 응축기로 대체하여 얻어지는 본 발명에 따른 장치 및 방법의 장점은 하기와 같다:
- 펌프들에 대한 인젝터 응축기들의 신뢰성 개선, 왜냐하면 이들 인젝터 응축기가 운동하는 부분을 갖지 않고 특히 베어링과 밀봉부를 사용할 필요가 있는 회전 부분을 갖지 않기 때문이다.
- 종래의 APD 시스템의 펌프에 대한 인젝터 응축기의 보다 낮은 설치 및 유지보수 비용,
- 본 발명에 따른 APD시스템의 보다 쉬운 설치, 왜냐하면 인젝터 응축기의 사이즈가 작기 때문(전형적으로 하나의 장치에서 250mm의 직경 및 2m의 길이를 가짐),
- 증기 발생기의 공급 탭의 열적 피로의 위험 감소, 왜냐하면 주입되는 물의 온도가 펌프를 포함하는 APD 시스템을 사용할 때보다 높기 때문(예를 들어 110℃ 대신에 160℃),
- 캐비테이션(cavitation) 및 막힘이 발생할 수 있는 제어 밸브를 사용하지 않을 수 있는 용량성 생성기인 인젝터 응축기의 작동,
- 본 발명에 따른 APD 시스템이 사용되는 원자로에서 짝지워진 원자로의 수원을 사용할 수 있게 하는 소정의 장치에 의해, 원자로에의 전기 공급이 완전히 손실된 경우에 본 발명에 따른 APD 시스템이 작동할 수 있음.
본 발명은 지금까지 설명된 실시예에 의해 한정되지 않는다.
이런 식으로 원자로의 출력과 반응로 냉매 시스템의 냉각 또는 가열 요구량에 따라 상술한 것과 상이한 유속을 갖는 하나 이상의 인젝터 응축기를 사용할 수 있다.
인젝터 응축기는 하나 이상의 스테이지를 가질 수 있고, 하나 이상의 증기 입구를 포함할 수 있다. 일반적으로, 본 발명의 방법의 범위 내에서 사용된 인젝터 응축기는 각각 하나 이상의 증기 입구를 포함하는 두 개 이상의 스테이지를 포함한다.
가압 원자로의 반응로 냉매 시스템은 두 개 이상의, 일반적으로는 3개 또는 4개의 증기 발생기를 포함하며, 이 생성기는 인젝터 응축기들을 포함하는 본 발명에 따른 시스템에 의해 동시에 공급될 수 있다.
일반적으로, 본 발명은 고온 정지와 저온 정지를 위한 냉각 간의 과도적인 단계 중에, 반응로의 증기 발생기(들)에 공급하기 위해 가압 원자로에 적용될 수 있다.

Claims (16)

  1. 원자로의 코어를 냉각하기 위한 원자로 냉매가 흐르는 원자로 냉각시스템(2)을 구비하며, 원자로의 고온 정지 상태와 정지한 원자로 냉각용 시스템을 사용할 수 있게 하는 상태 사이에서 냉매의 온도 및 압력이 변동되는 과정의 단계 중에 열 접촉에 의해 증기 발생기(1) 내의 급수를 가열하는, 가압수형 원자로의 적어도 하나의 증기 발생기에 이차 급수를 공급하는 방법에 있어서:
    적어도 하나의 인젝터 응축기(20)를 사용하여 상기 증기 발생기(1)에 공급되며, 상기 인젝터 응축기의 적어도 하나의 제 1 입구(24a, 24b)에는 증기가 공급되고, 상기 인젝터 응축기의 제 2 입구(25a)에는 급수가 공급되며, 상기 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 출구에서의 물이 제 2 입구(25a)에서의 급수보다 높은 압력하에서 고온 상태로 증기 발생기로 공급되고,
    적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 증기 및 급수의 공급을 조절함으로써 원자로 냉매의 온도 및 압력이 변동되는 과정의 상기 단계 중에, 상기 급수는 상기 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 출구에서의 물이 제 2 입구(25a)에서의 급수보다 높은 압력하에서 고온 상태로 증기 발생기로 제어된 유속(flow rate)으로 공급되는 것을 특징으로 하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 적어도 하나의 제 1 입구(24a, 24b)에는 증기 발생기(1)의 상부에서 배출되는 증기가 공급되는 것을 특징으로 하는 방법.
  3. 삭제
  4. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 증기 발생기(1)의 공급 유속은 병렬로 배열된 하나 이상의 인젝터 응축기(20, 20', 20")를 사용함으로써 제어되는 것을 특징으로 하는 방법.
  5. 제 4 항에 있어서,
    병렬로 배열되어 서로 다른 물 유속 공급원을 갖는 3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20") 중 적어도 하나가 사용되는 것을 특징으로 하는 방법.
  6. 제 4 항에 있어서,
    고온 정지 상태와 정지한 원자로 냉각용 시스템을 시동하는 상태 사이에서 원자로 냉각 시스템을 냉각할 때, 모든 인젝터 응축기(20, 20', 20")가 초기 냉각 단계에서 작동되어 증기 발생기(1)로 급수의 최대 유속으로 공급하는 것을 특징으로 하는 방법.
  7. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    증기 발생기의 급수는 증기 발생기(1)에 의해 생성된 증기를 응축하는 응축기(12)로부터 나온 급수가 공급된 저장탱크(10)로부터 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")에 의해 배출되는 것을 특징으로 하는 방법.
  8. 원자로의 코어를 냉각하기 위한 원자로 냉매가 흐르는 원자로 냉각 시스템(2)을 구비하며, 원자로의 고온 정지 상태와 정지한 원자로 냉각용 시스템을 사용할 수 있게 하는 상태 사이에서 냉매의 온도 및 압력이 변동되는 과정의 단계 중에 열 접촉에 의해 증기 발생기(1) 내의 급수를 가열하며, 증기 발생기의 급수를 저장하기 위한 탱크(10)와, 저장 탱크(10)로부터 나온 급수를 증기 발생기(1)의 제 2 부분(3)으로 주입하기 위한 수단을 구비하는, 가압수형 원자로의 적어도 하나의 증기 발생기에 이차 급수를 공급하는 장치에 있어서:
    상기 급수를 증기 발생기(1)의 제 2 부분(3)으로 주입하기 위한 수단은 증기 발생기(1)의 제 2 부분(3)의 상부에 연결된 적어도 하나의 증기 파이프(5)에 연결되어 있는 제 1 입구와, 급수 저장 탱크(10)에 연결되어 있는 제 2 입구와, 증기 발생기(1)의 제 2 부분(3)의 노즐(18) 내의 주입라인에 연결되어 있는 출구(20c)를 갖는 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")를 구비하고,
    병렬로 배열된 3개의 인젝터 응축기(20, 20', 20")를 구비하고, 이 응축기들의 제 1 입구 및 제 2 입구들은 적어도 하나 이상의 응축기들을 사용할 수 있도록 스톱 밸브(21, 21', 21", 30a, 30'a, 30"a)들이 삽입된 증기 공급 파이프(29) 및 물 공급 파이프(30)에 병렬로 연결되어 있는 것을 특징으로 하는 장치.
  9. 제 8 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")는 직렬로 된 적어도 제 1 및 제 2 스테이지(20a, 20b)를 구비하고, 각각의 스테이지는 적어도 2개의 증기 입구(24a, 24'a, 24b, 24'b)와, 하나의 물 입구(25a, 25b) 및 하나의 물 출구(26)를 구비하고, 제 2 스테이지의 물 입구(25b)는 제 1 스테이지의 물 출구와 교통하는 것을 특징으로 하는 장치.
  10. 제 9 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")는 2개의 증기 입구(24a, 24'a, 24b, 24'b)를 각각 구비하는 2개의 스테이지(20a, 20b)를 구비하는 것을 특징으로 하는 장치.
  11. 제 8 항 내지 제 10 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")는 적어도 하나의 스톱밸브(21, 21', 21", 29a)가 배치되어 있는 적어도 하나의 파이프에 의하여 적어도 하나의 증기 발생기(1)에 제 1 입구(24a, 24'a, 24b, 24'b)를 거쳐 연결되며, 적어도 하나의 스톱밸브(30a)가 배치되어 있는 적어도 하나의 파이프에 의해 이차 급수 저장탱크(10)에 제 2 입구를 거쳐 연결되는 것을 특징으로 하는 장치.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 인젝터 응축기(20)의 제 2 입구(25a, 25b)는 순환 펌프(16a)를 구비하는 급수 순환용 시스템(16)을 거쳐 급수 저장탱크(10)에 연결되며, 적어도 하나의 인젝터 응축기의 제 2 입구(25a, 25b)는 순환 펌프(16a)의 배출측상의 시스템(16)에 연결되는 것을 특징으로 하는 장치.
  13. 제 9 항 또는 제 10 항에 있어서,
    상기 인젝터 응축기(20)의 출구(26)는 체크 밸브(23a)가 배치되어 있는 접속 파이프(23)를 거쳐 증기 발생기의 제 2 부분(3)의 노즐(18)에 연결되는 것을 특징으로 하는 장치.
  14. 제 13 항에 있어서,
    상기 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 출구(20c)는 급수를 저장탱크(10)로 복귀시키는 파이프를 경유하여 접속 파이프(23) 및 급수 저장탱크(10) 양쪽에 파이프(22)에 의해 연결되며, 상기 파이프(22)에는 스톱 및 제어밸브(22a)가 배치되어 있는 것을 특징으로 하는 장치.
  15. 삭제
  16. 제 9 항 또는 제 10 항에 있어서,
    증기 발생기(1)가 각각 배치되어 있는 적어도 2개의 루프를 구비하는 원자로 냉각 시스템을 갖는 원자로의 경우에, 적어도 하나의 인젝터 응축기(20, 20', 20")의 물 출구(26)는 적어도 2개의 증기 발생기(1)의 제 2 부분에 연결되어 있는 것을 특징으로 하는 장치.
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Families Citing this family (29)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102006021181B3 (de) * 2006-05-06 2007-05-03 Laux, Thomas, Dr. Zahnprothesen-Trägerimplantat
US7901177B2 (en) * 2007-03-01 2011-03-08 Siemens Energy, Inc. Fluid pump having multiple outlets for exhausting fluids having different fluid flow characteristics
US9691507B2 (en) * 2009-04-13 2017-06-27 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US20100260304A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat
US9767934B2 (en) * 2009-04-13 2017-09-19 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat
US9892807B2 (en) 2009-04-13 2018-02-13 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems
US20100260307A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US9799417B2 (en) * 2009-04-13 2017-10-24 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US20100260308A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method, system, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems
US9254438B2 (en) * 2009-09-29 2016-02-09 International Business Machines Corporation Apparatus and method to transition between a media presentation and a virtual environment
US8638898B2 (en) * 2011-03-23 2014-01-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Emergency core cooling system for pressurized water reactor
DE102011052430B4 (de) * 2011-08-05 2013-10-24 Klaus Büttner Dampfnutzungsanlage
KR101250516B1 (ko) * 2011-09-08 2013-04-03 한전원자력연료 주식회사 원자력 발전소의 피동형 보조응축장치
JP5964029B2 (ja) * 2011-10-26 2016-08-03 三菱重工業株式会社 蒸気発生器の補助給水弁制御装置
CN103187110B (zh) * 2012-01-03 2015-11-25 陈光焕 核能蒸汽自压加水棒
US9460818B2 (en) * 2012-03-21 2016-10-04 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Low pressure reactor safety systems and methods
CN103778984A (zh) * 2012-10-23 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一种采用直流蒸汽发生器反应堆的给水系统
CN103776016A (zh) * 2012-10-23 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一种采用直流蒸汽发生器反应堆的启停系统
CN103050157B (zh) * 2012-12-11 2015-07-29 中国核电工程有限公司 一种优化辅助给水系统给水隔离的装置
US9303866B2 (en) * 2013-09-18 2016-04-05 Skavis Corporation Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing a desired injection pressure
US9383095B2 (en) 2013-09-18 2016-07-05 Skavis Corporation Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing desired steam quality
US9310070B2 (en) 2013-09-18 2016-04-12 Skavis Corporation Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing venting
US9303865B2 (en) * 2013-09-18 2016-04-05 Skavis Corporation Steam generation apparatus and associated control system and methods for startup
US10159196B2 (en) 2015-04-24 2018-12-25 Skavis Corporation Mobile tree canopy treatment system
CN106229021B (zh) * 2016-07-27 2017-12-12 中广核工程有限公司 防止核电站主蒸汽管道超压的控制系统和控制方法
RU2697652C1 (ru) * 2018-09-28 2019-08-16 Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия
CN111081388B (zh) * 2018-10-19 2022-11-18 核工业西南物理研究院 一种适用于脉冲功率反应堆的高效的蒸汽发生系统
CN109767852B (zh) * 2019-02-22 2024-06-04 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统及其工作方法
CN113421667A (zh) * 2021-05-10 2021-09-21 中广核研究院有限公司 反应堆一回路喷淋系统

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3005643A1 (de) * 1980-02-15 1981-08-20 Brown, Boveri & Cie Ag, 6800 Mannheim Notspeiseanlage fuer einen dampferzeuger
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
US5257296A (en) * 1991-10-25 1993-10-26 Buford Iii Albert C Steam generator chemical solvent mixing system and method
EP0798469A1 (fr) * 1996-03-25 1997-10-01 Commissariat A L'energie Atomique Dispositif d'alimentation en eau sous pression de la source d'eau d'un injecteur à vapeur

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1353457A (en) * 1916-12-04 1920-09-21 Jr David Nelson Crosthwait Apparatus for returning water to boilers
US4444246A (en) * 1978-06-30 1984-04-24 Reinsch Arnold Otto W Flash jet coolant circulation system
US4212594A (en) * 1978-07-24 1980-07-15 General Electric Company Liquid feeding and mixing arrangement including an ejector thermal sleeve
US4473528A (en) * 1980-04-21 1984-09-25 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
DE3115344A1 (de) * 1981-04-15 1982-11-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim "kuehlung eines dampferzeugers bei einem heizrohrleck"
CN1013530B (zh) * 1989-08-24 1991-08-14 清华大学 强迫—自然循环池式供热反应堆
DE69221935T2 (de) * 1991-05-22 1998-04-09 Toshiba Kawasaki Kk Dampfinjektorsystem
RU2037893C1 (ru) * 1993-07-22 1995-06-19 Константин Иванович Сопленков Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки
IT1272698B (it) * 1993-09-29 1997-06-26 Ansaldo Un Azienda Fimmeccanic Sistema di depressurizzazione per impianti operanti con vapoer in pressione.
JP3847962B2 (ja) * 1997-07-30 2006-11-22 株式会社東芝 発電プラントの給水加熱システム
FR2801648B1 (fr) * 1999-11-30 2002-06-21 Commissariat Energie Atomique Injecteur a vapeur haute pression comportant un drain axial

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3005643A1 (de) * 1980-02-15 1981-08-20 Brown, Boveri & Cie Ag, 6800 Mannheim Notspeiseanlage fuer einen dampferzeuger
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
US5257296A (en) * 1991-10-25 1993-10-26 Buford Iii Albert C Steam generator chemical solvent mixing system and method
EP0798469A1 (fr) * 1996-03-25 1997-10-01 Commissariat A L'energie Atomique Dispositif d'alimentation en eau sous pression de la source d'eau d'un injecteur à vapeur

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Publication number Publication date
CN1296940C (zh) 2007-01-24
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