KR101282602B1 - 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치 - Google Patents

원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치 Download PDF

Info

Publication number
KR101282602B1
KR101282602B1 KR1020120106887A KR20120106887A KR101282602B1 KR 101282602 B1 KR101282602 B1 KR 101282602B1 KR 1020120106887 A KR1020120106887 A KR 1020120106887A KR 20120106887 A KR20120106887 A KR 20120106887A KR 101282602 B1 KR101282602 B1 KR 101282602B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
steam
boiler
storage device
nuclear power
power plant
Prior art date
Application number
KR1020120106887A
Other languages
English (en)
Inventor
김병덕
손상호
Original Assignee
한국기계연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국기계연구원 filed Critical 한국기계연구원
Priority to KR1020120106887A priority Critical patent/KR101282602B1/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101282602B1 publication Critical patent/KR101282602B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16KVALVES; TAPS; COCKS; ACTUATING-FLOATS; DEVICES FOR VENTING OR AERATING
    • F16K31/00Actuating devices; Operating means; Releasing devices
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명의 일 측면에 따르면, 증기밸브시험장치에 공급하는 증기를 저장하는 증기저장장치; 상기 증기저장장치에 증기라인을 통해 연결되어 증기를 공급하도록 하며, 상기 증기를 생성하는 보일러;를 포함하되, 상기 증기저장장치에서 발생하는 응축수를 상기 보일러로 배출하도록 하는 응축수공급라인이 상기 증기저장장치와 보일러 사이에 설치되는, 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치가 제공된다.

Description

원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치{Closed type vapor supply device for testing steam touched valve of nuclear power plant}
본 발명은 원자력발전소에 사용되는 밸브를 시험하기 위한 장치에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자력발전소에 사용되는 증기계통 밸브의 성능을 시험하기 위해 제공되는 밀폐형 증기공급장치에 관한 것이다.
일반적으로, 원자력발전소는 원자로를 중심으로 한 핵증기 공급계통, 증기를 공급받아 발전기를 구동시키는 터빈, 발전기계통, 그리고 급수계통을 포함하여 구성되며, 터빈에 공급되는 증기의 공급량을 조절하는 증기밸브의 작동에 의해 발전량을 조절하도록 하고 있다. 여기서, 상기 증기밸브는 밸브시스템에 의해 구동되어 터빈에 증기를 공급하는 기능을 가지는 것과 동시에 터빈의 트립시에 증기를 차단하는 기능을 수행한다. 이러한 밸브시스템은 일반적으로 릴리프 밸브, 언로딩 밸브, 서보 밸브 및 하나 이상의 솔레노이드 밸브로 구성될 수 있다.
한편, 원자력발전소를 구성하는 발전시스템은 여러 가지 원인에 의해 고장이 발생하는데, 이 중 발전계통의 고장 원인 중에 상술한 밸브시스템 계통의 고장이 약 40% 이상을 차지하고 있다. 따라서, 상기 원자력발전소에 사용되는 증기계통 밸브의 성능을 시험을 하기 위한 장치가 요구되며, 실제 원자력발전소 환경과 동일한 환경하에서 실험을 수행할 필요가 있다.
따라서, 상술한 바와 같은 실험을 수행하기 위해 고온, 고압의 증기를 공급하도록 하는 증기공급장치가 설치될 수 있는 바, 이에 대한 구체적인 도면이 도 1에 도시되어 있다. 도면을 참고하면, 기존의 증기공급장치(1)는 외부에서 공급되는 물을 사용하여 증기를 발생하도록 하는 보일러(20)가 설치되며, 상기 보일러(20)를 통해 발생되는 증기는 증기라인(21)과 증기밸브(22)를 통해 증기저장장치(10)에 저장되게 된다. 상기 증기저장장치(10)에 저장되는 증기는 필요에 따라 증기공급라인(11)을 통해 증기밸브시험장치로 공급하도록 형성되어 있다. 한편, 상기 보일러(20)에 공급되는 물은 보충수라인(32)을 통해 급수펌프(30) 및 급수라인(31)을 거쳐 보일러(20)로 공급되도록 구성되며, 상기 증기저장장치(10)의 하면에는 증기저장장치(10)의 내부에서 응축되는 응축수를 외부로 배출하도록 하기 위한 드레인라인(12)과 드레인밸브(13)가 설치되어 있다.
상술한 바와 같이 구성되는 증기공급장치(1)의 증기저장장치(10) 내에 저장되는 증기는 고온, 고압으로 유지되는 바, 보다 상세하게는 약 200 bar 정도의 고압과, 약 350 ℃의 고온으로 저장되도록 설계되어 있다. 따라서, 상기 증기저장장치(10) 내에 저장되는 증기는 상당히 고온, 고압으로 유지됨으로 인하여, 처음에 상기 보일러(20)로부터 생성되는 고온, 고압의 증기를 증기라인(21)을 통해 상기 증기저장장치(10)로 공급하는 경우, 상기 증기저장장치(10)는 대부분 스틸 재질로 형성되어 있음으로 인하여, 상당히 많은 양의 응축수가 발생한다는 문제가 있다.
상기 증기저장장치(10)에서 발생하는 응축수는 드레인라인(12)을 통해 외부로 배출되도록 구성되어 있으나, 상기 응축수의 양이 거의 수십톤에 달한다는 점에서, 이의 처리가 쉽지 않은 실정이다. 또한, 상술한 바와 같이 상당한 양의 증기가 증기저장장치(10) 내에서 응축된다는 점에서, 빠른 시간 내에 상기 증기저장장치(10) 내에 고온, 고압의 증기를 저장하는 것이 쉽지 않다는 문제가 있으며, 또한, 상기 증기저장장치(10)에 공급하는 증기의 양이 상당히 많이 요구되어 짐에 따라, 상기 증기를 발생하도록 하는 보일러(20)의 용량이 상당히 크게 된다는 문제가 있다.
따라서, 본 발명의 출원인은 상술한 바와 같은 문제를 해결하기 위해 효율적이면서도 보다 작은 용량의 증기공급장치를 발명하게 되었다.
한국등록특허 제10-0909443호
본 발명의 실시예들은 상술한 바와 같은 문제를 해소하기 위해, 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치를 제공하도록 한다.
본 발명의 일 측면에 따르면, 원자력발전소에 사용되는 증기계통 밸브의 성능을 시험하기 위한 장치로, 그 내부에 증기밸브를 포함하여 형성되는 증기밸브시험장치에 고온, 고압의 증기를 공급하도록 형성되는 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 증기공급장치에 있어서, 상기 증기밸브시험장치에 공급하는 증기를 저장하는 증기저장장치; 상기 증기저장장치에 증기라인을 통해 연결되어 증기를 공급하도록 하며, 상기 증기를 생성하는 보일러;를 포함하되, 상기 증기저장장치에서 발생하는 응축수를 상기 보일러로 배출하도록 하는 응축수공급라인이 상기 증기저장장치와 보일러 사이에 설치되고, 상기 증기저장장치와 보일러 사이에 상기 증기저장장치에서 형성되는 과증기를 상기 보일러로 재공급하도록 하는 증기순환라인이 추가로 설치되어, 상기 증기저장장치와 상기 보일러를 밀폐형으로 연결하도록 형성되는, 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치가 제공될 수 있다.
삭제
또한, 상기 증기순환라인 상에 상기 과증기를 제어하도록 하는 제어부가 추가로 설치될 수 있다.
또한, 상기 증기저장장치에서 발생하는 응축수를 외부로 배출하기 위한 드레인라인이 추가로 설치하는 것이 가능하다.
또한, 상기 보일러에 물을 제공하도록 하는 급수펌프가 추가로 설치할 수 있다.
본 발명의 실시예들은 증기밸브시험장치 내에 증기를 공급하는 증기공급장치를 밀폐형으로 형성하도록 하는 것에 의해, 보다 작은 용량의 보일러와 증기저장장치를 사용하더라도, 증기밸브시험장치 내에 충분히 증기를 공급할 수 있도록 한다.
또한, 본 발명의 실시예에 따른 증기공급장치는 증기저장장치에서 발생하는 응축수 및 증기를 재활용하도록 하는 것에 의해, 보일러의 효율을 높일 수 있도록 한다.
도 1은 종래 기술에 따른 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 증기공급장치를 도시한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치를 도시한다.
이하, 도면을 참고하여 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치를 설명한다.
증기밸브시험장치는 상술한 바와 같이, 원자력발전소에 사용되는 증기계통 밸브의 성능을 시험하기 위한 장치로, 이와 같은 시험을 수행하기 위해서는 과열 증기 및 포화 증기를 이용하여 단시간에 증기밸브시험장치 내로 공급하도록 하는 것이 무엇보다 중요하다. 따라서, 상기 증기밸브시험장치 외부에 증기 보일러를 설치하여 고온의 증기를 생산하고, 이를 증기저장장치에 저장한 후, 상기 증기밸브시험장치로 공급하도록 하고 있다.
그러나, 이미 배경기술에서 설명한 바와 같이 일반적으로, 상기 증기저장장치는 스틸과 같은 강판으로 형성되어 있어 보일러에서 생성되는 고온, 고압의 증기가 공급되는 경우 상당히 많은 양의 응축수가 발생하게 되고, 또한 이로 인하여 상기 증기저장장치에 증기를 저장하는데 상당히 많은 시간과 노력이 요구된다는 문제가 있다.
따라서, 본 발명의 출원인은 도 2에 도시되어 있는 바와 같은 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치(100)를 발명하게 되었는 바, 도면을 참고하여 이를 설명하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 밀폐형 증기공급장치(100)는 증기밸브시험장치(미도시)에 공급하는 증기를 저장하는 증기저장장치(200)와, 상기 증기저장장치(200)에 공급하는 증기를 생성하는 보일러(300)를 포함하여 형성되되, 상기 증기저장장치(200)와 상기 보일러(300)는 밀폐형으로 연결되도록 형성되는 것을 특징으로 한다.
보다 구체적으로, 상기 보일러(300)에서 생성되는 고온의 증기는 증기저장장치(200)에 증기라인(310)과 밸브(330)를 통해 공급되도록 형성되며, 이때 상기 증기저장장치(200)와 상기 증기의 열교환에 의해 발생하는 고온의 응축수는 상기 증기저장장치(200)의 하부와 상기 보일러(300)를 연결하는 응축수공급라인(320)을 통해 다시 보일러(300)에 공급되도록 형성하도록 한다. 즉, 기존에 외부로 배출하도록 하던 응축수를 보일러(300)에서 재활용하도록 하는 것에 의해, 보다 적은 용량의 보일러(300)를 사용하더라도 상기 증기저장장치(200)에 효율적으로 증기를 저장하도록 하는 것을 가능하도록 한다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따라 증기저장장치(200) 내에 증기가 저장되는 경우, 상당히 많은 양의 증기가 보일러(300)로부터 공급되는 경우에는 과증기가 발생하게 되고, 이렇게 발생되는 과증기는 상기 증기저장장치(200)의 상부와 상기 보일러(300)를 연결하는 증기순환라인(220)을 통하여 다시 보일러(300)로 공급하도록 형성할 수 있다. 따라서, 상기 보일러(300)는 상기 증기저장장치(200)에 저장되는 과증기를 재공급 받도록 하는 것에 의해 보다 효율적으로 보일러(300)를 운전하도록 하는 것이 가능하다. 한편, 상기 증기순환라인(220) 상에 설치되는 제어부(500)는 증기저장장치(200)의 압력을 측정하도록 하는 기능 및 상기 증기저장장치(200)에 저장되는 과증기의 양을 측정하여 이를 제어할 수 있도록 하는 기능을 수행하도록 할 수 있다.
따라서, 상술한 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치(100)는 증기저장장치(200)에서 발생하는 응축수 및 과증기를 보일러(300)를 통해 재활용하도록 함으로써, 보다 작은 용량의 보일러(300)를 사용하는 것만으로도 효율적으로 증기저장장치(200)에 증기를 저장하도록 하는 것이 가능하며, 또한 본 발명의 일 실시예에 따르면 기존에 발생하던 응축수를 재활용하도록 함으로써, 응축수 처리를 위해 별도의 장치가 크게 요구되지 않는다는 기술적 장점이 있다.
한편, 본 발명의 일 실시예에 따른 증기저장장치(200)에는 추가로 드레인라인(240)과 드레인밸브(250)가 설치될 수 있는 바, 이는 상기 응축수공급라인(320)을 통해 응축수를 충분히 배출할 수 없는 경우, 상기 드레인라인(240)을 통해 응축수를 배출할 수 있도록 설치된다. 또한, 상기 보일러(300)에 공급되는 물은 상기 응축수공급라인(320)을 통해 공급되는 응축수만으로 부족한 경우, 별도의 급수펌프(400) 및 급수라인(410)을 통해 공급하는 것이 가능하다.
따라서, 본 발명의 상술한 바와 같은 실시예에 따른 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치(100)는 종래의 증기공급장치에 비해 보다 작은 용량만으로도 충분한 효율을 가져올 수 있다는 기술적 장점이 있으며, 이로 인하여 제작비용 등을 상당한 정도로 감소시킬 수 있다는 장점이 있다. 이외에도, 기존에 상당히 많은 정도로 외부로 배출되던 응축수 처리문제를 해결하고 있다는 점에서도, 본 발명의 기술적 장점이 있다고 할 것이다.
이상, 본 발명의 일 실시예에 대하여 설명하였으나, 해당 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 특허청구범위에 기재된 본 발명의 사상으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서, 구성 요소의 부가, 변경, 삭제 또는 추가 등에 의해 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있을 것이며, 이 또한 본 발명의 권리범위 내에 포함된다고 할 것이다.
100 : 밀폐형 증기공급장치 200 : 증기저장장치
210 : 증기공급라인 220 : 증기순환라인
300 : 보일러 310 : 증기라인
320 : 응축수 공급라인 400 : 급수펌프
500 : 제어부

Claims (5)

  1. 원자력발전소에 사용되는 증기계통 밸브의 성능을 시험하기 위한 장치로, 그 내부에 증기밸브를 포함하여 형성되는 증기밸브시험장치에 고온, 고압의 증기를 공급하도록 형성되는 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 증기공급장치에 있어서,
    상기 증기밸브시험장치에 공급하는 증기를 저장하는 증기저장장치;
    상기 증기저장장치에 증기라인을 통해 연결되어 증기를 공급하도록 하며, 상기 증기를 생성하는 보일러;를 포함하되,
    상기 증기저장장치에서 발생하는 응축수를 상기 보일러로 배출하도록 하는 응축수공급라인이 상기 증기저장장치와 보일러 사이에 설치되고,
    상기 증기저장장치와 보일러 사이에 상기 증기저장장치에서 형성되는 과증기를 상기 보일러로 재공급하도록 하는 증기순환라인이 추가로 설치되어, 상기 증기저장장치와 상기 보일러를 밀폐형으로 연결하도록 형성되는, 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치.
  2. 삭제
  3. 청구항 1에 있어서,
    상기 증기순환라인 상에 상기 과증기를 제어하도록 하는 제어부가 추가로 설치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치.
  4. 청구항 1에 있어서,
    상기 증기저장장치에서 발생하는 응축수를 외부로 배출하기 위한 드레인라인이 추가로 설치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치.
  5. 청구항 1에 있어서,
    상기 보일러에 물을 제공하도록 하는 급수펌프가 추가로 설치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치.
KR1020120106887A 2012-09-26 2012-09-26 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치 KR101282602B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020120106887A KR101282602B1 (ko) 2012-09-26 2012-09-26 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020120106887A KR101282602B1 (ko) 2012-09-26 2012-09-26 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR101282602B1 true KR101282602B1 (ko) 2013-07-12

Family

ID=48996635

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020120106887A KR101282602B1 (ko) 2012-09-26 2012-09-26 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101282602B1 (ko)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100621575B1 (ko) * 2005-07-26 2006-09-11 주식회사 티지이엔씨 밀폐형 증기보일러의 제어시스템
KR100666685B1 (ko) 2005-08-18 2007-01-09 주식회사 서원테크 증기 회수 장치
KR100909443B1 (ko) * 2008-11-24 2009-07-30 한국수력원자력 주식회사 안전밸브 성능시험장치 및 시험방법

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100621575B1 (ko) * 2005-07-26 2006-09-11 주식회사 티지이엔씨 밀폐형 증기보일러의 제어시스템
KR100666685B1 (ko) 2005-08-18 2007-01-09 주식회사 서원테크 증기 회수 장치
KR100909443B1 (ko) * 2008-11-24 2009-07-30 한국수력원자력 주식회사 안전밸브 성능시험장치 및 시험방법

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN204480678U (zh) 一种核电站非能动余热排出系统
JP2017048076A (ja) 水素製造設備及び水素製造方法
CN106297915B (zh) 一种用于核电站的非能动安注系统
KR20140138297A (ko) 발전소의 작동 방법
US9494054B2 (en) Auxiliary steam generator system for a power plant
KR101282602B1 (ko) 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 밀폐형 증기공급장치
CN102174904A (zh) 核燃料和化石燃料联合发电的方法和系统
Aminov et al. Hydrogen cycle based backup for NPP internal needs during a blackout
CN112289472A (zh) 一种用于非能动核电厂的蒸汽发生器非能动补水系统
RU2609894C1 (ru) Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс
WO2015117821A1 (de) Energiespeicher zur zwischenspeicherung elektrischer energie
KR101282605B1 (ko) 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 증기공급장치
KR102227882B1 (ko) Ess 기반의 선박용 원자로 비상냉각 장치
DE102014202275A1 (de) Energiespeicher zur Zwischenspeicherung elektrischer Energie
CN104061562B (zh) 用于六氟化硫湿度传感器校验的饱和蒸汽发生装置
KR101308863B1 (ko) 원자력발전소의 증기계통 밸브성능 시험장치용 포화증기 공급시스템
RU2640409C1 (ru) Способ повышения маневренности и безопасности аэс на основе теплового и химического аккумулирования
RU2010142401A (ru) Маневренная атомная электростанция
KR20150047117A (ko) 침수 또는 수중 전기 생산 모듈
KR102310444B1 (ko) 터빈 발전기 부하상실시에도 작동가능한 열병합발전시스템
JP2017120226A (ja) 冷却設備及び原子力プラント
Lane III Modeling and integration of steam accumulators in nuclear steam supply systems
EP3327728A1 (en) Cooling medium generating apparatus using steam of nuclear power plant and cooling method therefor
CN203478201U (zh) 一种亚临界及以上压力锅炉充水装置
KR101499636B1 (ko) 부착형 태양열 재열 팽창기 모듈을 이용한 열병합 orc 시스템

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
A302 Request for accelerated examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160608

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170621

Year of fee payment: 5