KR101299979B1 - 원자로를 포함하는 원자로 조립체 및 원자로의 냉각 방법 - Google Patents

원자로를 포함하는 원자로 조립체 및 원자로의 냉각 방법 Download PDF

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더 스테이트 오브 오레곤 액팅 바이 앤드 쓰루 더 스테이트 보드 오브 하이어 에쥬케이션 온 비해프 오브 오레곤 스테이트 유니버시티
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Abstract

원자로 조립체는, 냉각제 내에 잠겨진 원자로 노심, 및 냉각제와 원자로 노심을 수용하는 원자로 용기를 포함한다. 액체 내에 잠수되고 내부적으로 건조한 격납 용기는 가스 환경에서 원자로 용기를 실질적으로 둘러싼다. 과도-압력 발생 중에는, 원자로 용기가, 냉각제를 격납 용기 내로 방출시키고 또한 격납 용기의 내측 표면에서의 냉각제의 응축을 통하여 원자로 노심의 붕괴열을 제거하도록 구성된다.

Description

원자로를 포함하는 원자로 조립체 및 원자로의 냉각 방법{A nuclear reactor assembly including a nuclear reactor and a method of cooling a nuclear reactor}
본 발명은 원자로로부터 붕괴열(decay heat)을 제거하기 위한 시스템에 관한 것이다.
저렴하고 신뢰성있는 에너지를 얻기 위한 시도로서, 피동적으로 작동되는 목적을 가진 원자로들이 설계되어 왔다. 이러한 피동식 시스템에서는 정상 작동(normal operation) 중에 또는 비상 상황에서조차도 작동자의 개입 또는 관리 없이도 적어도 미리 정해진 어떤 시간 기간 동안 원자로의 안전한 작동이 유지되는 것을 보장하도록 물리 법칙들이 채택된다. 피동식 작동 시스템의 일 목적은, 원자로를 작동시킴에 있어서 종래에 의존되어 왔던 모터, 펌프, 기타 다른 전기적 또는 기계적 장치들의 수를 최소화시키는 것이다.
오레곤 주립대학의 핵공학부(Nuclear Engineering Department of Oregon State University), 넥산트(NEXANT), 및 아이다호 국립 공학 및 환경 연구소(Idaho National Engineering and Environmental Laboratory)의 도움으로 수행된 멀티-애플리케이션 소형 경수로 프로젝트(Multi-Application Small Light Water Reactor project)에서는, 안전하고 자연적인 경수 원자로를 개발하는 것을 추구하였다. 도 1 에는 이 프로젝트의 결과물인 원자로 설계안(20)이 도시되어 있다.
원자로 설계안(20)은 원자로 용기(2)에 의하여 둘러싸인 원자로 노심(6)을 포함한다. 원자로 용기(2) 내의 물(10)은 원자로 노심(6)을 둘러싼다. 또한 원자로 노심(6)은 쉬라우드(shroud; 22) 내에 배치되는데, 쉬라우드는 원자로 노심(6)의 측부들 주위에서 원자로 노심(6)을 둘러싼다. 핵분열(fission)의 결과로 인하여 원자로 노심(6)에 의하여 물(10)이 가열되는 때에는, 물(10)이 쉬라우드(22)로부터 원자로 노심(6) 위에 배치된 고리부(annulus; 23) 안으로 지향되어 상승기(riser; 24) 밖으로 나온다. 이것은 추가적인 물(10)이 쉬라우드(22) 안으로 이끌려 와서 다시 원자로 노심(6)에 의하여 가열되게 하는 결과를 낳는데, 이것은 더 추가적인 물(10)이 쉬라우드(22) 안으로 이끌려 오게 한다. 상승기(24)로부터 올라온 물(10)은 냉각되고 원자로 용기(2) 외측을 향하여 지향되며, 그 후에 자연 순환을 통하여 원자로 용기(2)의 저부로 복귀한다. 물(10)이 가열됨에 따라서, 원자로 용기(2) 내에는 가압된 증기(11)가 생성된다.
열교환기(35)는, 터빈(32)과 발전기(34)로 전기를 발생시키기 위하여, 2차 냉각 시스템(30) 내에서 급수(feedwater)와 증기를 순환시킨다. 급수는 열교환기(35)를 통과하고 과열된 증기가 된다. 2차 냉각 시스템(30)은 응축기(36) 및 급수 펌프(38)를 포함한다. 2차 냉각 시스템(30) 내의 증기 및 급수는 원자로 용기(2) 내의 물(10)로부터 격리되어서, 그들은 서로 혼합되거나 또는 직접적으로 접촉되는 것이 허용되지 않는다.
원자로 용기(2)는 격납 용기(4)에 의하여 둘러싸인다. 격납 용기(4)는 저수 풀(pool of water; 16) 내에 배치된다. 저수 풀(16) 및 격납 용기(4)는 지면(28) 아래의 원자로 구역(nuclear reactor bay; 26) 내에 있다. 격납 용기(4)는, 원자로 용기(2)로부터의 물 또는 증기가 저수 풀(16) 또는 주위 환경으로 이탈하는 것을 허용하지 않는다. 비상 상황에서는, 증기(11)가 증기 밸브(steam valve; 8)를 통하여 원자로 용기(2)로부터 격납 용기(4)의 상측 절반부(upper half; 14)로 배출되고, 물(10)은 억제 풀(suppression pool; 12) 내에 배치된 수중 블로우다운 밸브(submerged blowdown valve; 18)를 통하여 방출됨에 따라서 급속히 증발된다. 억제 풀(12)은 과냉각수(sub-cooled water)를 포함한다. 그러므로, 원자로 용기(2)의 과도한 가압은 증기 밸브(8)를 통해 증기(11)를 격납 용기(4) 안으로 방출시키고 또한 블로우다운 밸브(18)를 통하여 물(10)을 격납 용기 안으로 방출시킴에 의하여 감소된다. 격납 용기(4) 안으로의 증기(11) 및 물(10)의 방출율은, 원자로 용기(2) 내의 압력에 따라 달라진다. 붕괴열은, 증기(11)의 응축, 및 물(10)의 에너지를 억제 풀의 물(12)로 전달함의 조합에 의하여 원자로 노심(6)으로부터 제거된다.
억제 풀(12) 내의 물은 격납 용기(4)에서의 파이프 파열 또는 냉각제의 손실의 경우에 있어서 압력 억제 및 액체 보충 능력을 제공한다. 그러나 이것은, 격납 용기(4) 내의 전기적 및 기계적 부품들이 지속적으로 부식성 환경 하에 있다는 것을 의미하기도 하는바, 이것은 신뢰성의 문제를 야기한다. 원자로 용기(2)를 둘러싸는 절연부는, 젖은 또는 습한 환경에 배치되는 때에 그 절연 특성의 일부를 잃고, 일정한 각격으로 교체될 필요가 있다. 원자로 용기의 절연을 위하여 고가이고 특수한 재료가 이용될 수 있다. 또한, 전기적 및 기계적 부품들의 작동 신뢰성을 보장하기 위하여는, 그 부품들에 대한 유지관리, 모니터링, 및 검사가 수행되어야 한다.
본 발명은 전술된 종래 기술의 문제점들 및 다른 문제점들을 해결하는 것을 목적으로 한다.
여기에서 제시되는 원자로 조립체는, 냉각제 내에 잠수된 원자로 노심, 및 냉각제와 원자로 노심을 수용하는 원자로 용기를 포함한다. 내부의 건조한 격납 용기는 액체 내에 잠수되고 또한 가스 환경에서 원자로 용기를 실질적으로 둘러싼다. 과도-압력의 발생시, 원자로 용기는 격납 용기 내로 냉각제를 방출시키고 또한 격납 용기의 내측 표면에서의 냉각제의 응축을 통하여 원자로 노심의 붕괴열을 제거하도록 구성된다.
여기에서 제시되는 원자로 조립체는 액체의 방출을 방지하도록 설계된 격납 용기, 및 격납 용기 내측에 장착된 원자로 용기를 포함하고, 원자로 용기의 외측 표면은 대기압 미만의 상태에 노출된다. 원자로 조립체는, 액체 내에 잠수된 원자로 노심 및 원자로 용기에 연결된 증기 배출부를 더 포함하는데, 원자로 노심이 과열되는 때에는 증기 배출부가 증기를 격납 용기 안으로 배출시키도록 구성된다.
원자로의 냉각 방법이 제시되는데, 그 방법은: 원자로 용기 내에서 고압이 발생되었다는 표시가 있으면 원자로를 긴급정지시키는 단계; 및 격납 용기와 원자로 용기 사이에 배치된 격납 영역 안으로 냉각제를 방출시키는 단계를 포함한다. 격납 영역은 원자로 용기를 둘러싸고, 고압 발생 전에는 실질적으로 건조하게 되어 있다. 상기 방법은: 격납 용기의 내벽에서 냉각제를 응축시키는 단계; 붕괴열을 격납 용기를 둘러싸는 액체 매체로 전달하는 단계; 및 내벽에서의 냉각제의 응축을 통하여 설계 범위 내에서 격납 영역 내의 압력을 유지시키는 단계;를 더 포함한다.
첨부된 도면을 참조하여 설명되는 본 발명의 바람직한 실시예들에 관한 하기의 상세한 설명으로부터 본 발명이 보다 명확하게 이해될 것이다.
본 발명에 의하여, 전술된 종래 기술의 문제점들 및 다른 문제점들이 해결된다.
도 1 에는 종래 기술로서 공지된 핵 발전 시스템(nuclear power system)이 도시되어 있다.
도 2 에는 내부적으로 건조한 격납 용기를 포함하는 신규한 원자로 조립체가 도시되어 있다.
도 3 에는 도 2 의 원자로 조립체가 비상 작동(emergency operation) 중에 있는 것이 도시되어 있다.
도 4 에는 격납 용기 안으로의 방출된 증기(released vapor)의 예시적인 응축율(rate of condensation)이 도시되어 있다.
도 5 에는 과도-압력 중에 격납 용기 안에서의 예시적인 압력 변동(pressure fluctuation)이 도시되어 있다.
도 6 에는 냉각 핀들을 구비한 격납 용기를 포함하는 원자로 조립체의 대안적인 실시예가 도시되어 있다.
도 7 에는 복수의 격납 영역들을 포함하는 원자로 조립체의 실시예가 도시되어 있다.
도 8 에는 원자로 조립체의 신규한 냉각 방법이 도시되어 있다.
종래의 핵 시설은, 허가받고 건설하기에 많은 비용이 소요되고 또한 초기 투자 비용이 현저히 높으며 이익 회수에 오랜 시간이 소요된다. 에너지 비용, 효율 요건, 및 신뢰성 문제에 부가하여, 오늘날의 원자로의 설계에 있어서는 핵 확산, 테러리스트의 활동, 및 높아진 환경 의식의 이슈들도 감안해야 한다.
핵 발전으로부터 현저한 이익을 얻을 수 있는 개발도상국들은 종종 석탄, 가스, 수력 발전기와 같은 다른 에너지원에 의존하는 채로 남아있는데, 그것들은 현저한 양의 오염을 발생시키거나 또는 다른 유해한 환경적 영향을 미친다. 이 개발도상국들은 핵 발전 플랜트(nuclear power plant)를 건설할 수 있게 하는 기술 또는 천연 자원을 가지고 있지 않을 수 있다. 이미 핵 발전을 개발한 국가들은 기술 또는 핵 물질의 통제의 손실을 우려하여 그 기술을 개발도상국들에 도입시키기를 주저하기도 한다.
피동식으로 안전한 핵 발전 시스템은 이러한 문제들 중의 일부를 해결하는데에 도움을 준다. 추가적인 시스템의 개선 및 혁신적인 설계안들은 핵 발전이 범세계적으로 성장하는 1차적인 에너지원이 되는 새로운 시대로 안내할 것으로 예상된다.
도 2 에는 내부적으로 건조한 격납 용기(54)를 포함하는 신규한 원자로 조립체(50)가 도시되어 있다. 격납 용기(54)는 원통형의 형상을 가지며, 구형인 상측 단부 및 하측 단부를 구비한다. 원자로 조립체(50) 전체는, 유효하게 히트 싱크(heat sink)로서의 역할을 하는 저수 풀(16) 내에 잠수될 수 있다. 격납 용기(54)는 용접되거나 또는 다른 방식에 의하여 주위 환경에 대해 밀봉되는데, 이로써 액체 및 가스가 원자로 조립체(50) 안으로 들어오거나 그로부터 나가지 못하게 된다. 격납 용기(54)는 저부에서 지지되거나, 상부에서 지지되거나, 또는 그 중심부에서 지지될 수 있다. 상부에서 격납 용기(54)를 지지하는 것은, 저수 풀(16)로부터 원자로 조립체(50)를 제거하는 것과 유지관리를 용이하게 한다.
일 실시예에서, 격납 용기(54)는 하나 이상의 장착 연결부(mounting connection; 80)들에 의하여 저수 풀(16) 내에 매달린다. 장착 연결부(80)들은 격납 용기(54)의 상측 부분에 부착될 수 있다. 장착 연결부(80)들은 격납 용기(54)를 저수 풀(16)의 대략적인 중앙부에 배치시키는 것을 돕는 견고한 또는 유연한 부재들일 수 있다. 지진과 같은 지질활동 중에는, 저수 풀(16)이 격납 용기(54) 주위에서의 보호성 쿠션으로서 작용하여, 격납 용기(54)가 원자로 구역(26)과 접촉하게 된다면 초래될 수 있는 손상을 방지한다. 원자로 구역(26)의 벽에 부착된 체인 또는 케이블과 같은 유연한 장착 연결부들은 격납 용기(54)로 전달될 수도 있는 진동 또는 응력의 양을 저감시킬 수 있다. 일 실시예에서는, 유연성 하측 묶음 연결기(flexible tie down connector)가 격납 용기(54)의 저부에 부착됨으로써, 흔들림 또는 측방향의 움직임을 저감시킬 수 있다. 원자로 조립체(50)는 저수 풀(16) 내에 떠 있도록 배치될 수 있는바, 이로써 지지에 필요한 것들을 최소화시킬 수 있고 또한 지질활동에 대한 저항성을 제공할 수 있다. 원자로 조립체(50)를 선 자세로 지지하기 위하여, 격납 용기(54)의 저부에는 지지 기초부(support base)가 제공될 수 있다.
원자로 용기(52)는 격납 용기(54)의 내측에 장착 또는 배치된다. 원자로 용기(52)의 내측 표면은 물과 같은 액체 또는 냉각제(100)를 포함하는 젖은 환경에 노출될 수 있고, 외측 표면은 공기와 같은 건조한 환경에 노출될 수 있다. 원자로 용기(52)는 스테인레스 스틸(stainless steel) 또는 카본 스틸(carbon steel)로 제작될 수 있고, 클래딩(cladding)을 포함할 수 있으며, 또한 격납 용기(54) 내에서 지지될 수 있다.
원자로 조립체(50)는 궤도차에 의하여 이송될 수 있는 크기를 가질 수 있다. 예를 들어, 격납 용기(54)는 대략적으로 4.3 미터의 직경 및 17.7 미터의 높이(길이)를 갖도록 제작될 수 있다. 격납 용기(54)를 완전히 밀봉시킴에 의하여, 원자로 노심(6)에 대한 접근성이 제한될 수 있다. 허가되지 않은 접근 및 접촉은 감시될 수 있다. 또한, 핵 발전 시스템의 지하 구성형태는 핵 발전 시스템이 잘 보이지 않게 하며 또한 은폐를 용이하게 한다. 저수 풀(16)은 보호성 차폐물(미도시)에 의하여 덮일 수 있는바, 이로써 원자로 조립체(50)가 비행기 또는 미사일과 같은 공중 물체 또는 외부의 위협으로부터 더 격리될 수 있다.
원자로 조립체(50) 전체를 예를 들어 해상으로 또는 궤도차에 의하여 이송시키고, 원자로 노심(6)을 새로운 연료봉(fuel rod)을 구비한 새로운 또는 갱신된 원자로 조립체로 교체함에 의하여, 원자로 노심(6)의 연료 재장전(refueling)이 수행될 수 있다. 연료 재장전 및 유지관리 활동은, 원자로 노심(6) 위의 높이의 원통형 부분에서 원자로 용기를 절단하거나 또는 플랜지의 볼트를 풀어냄에 의하여 수행될 수 있다. 연료 재장전은, 연료 형태 및 시스템 사양에 따라서, 매 2년 내지 10 년 마다 또는 그보다 긴 기간 마다 한 번씩 수행될 수 있다.
격납 용기(54)는 원자로 노심(6)을 캡슐화시키고 또한 어떤 조건에서는 원자로 노심을 냉각시킨다. 그것은 상대적으로 소형이며, 높은 강도를 가지고, 종래의 격납 설계안의 압력의 6 내지 7 배에 해당하는 압력을 견딜 수 있는데, 이것은 그 전체적인 치수가 상대적으로 작기 때문이다. 원자로 조립체(50)의 1차 냉각 시스템에 파손이 있어도 핵분열 생성물이 주위환경으로 방출되지 않는다. 비상 상태 하에서 붕괴열은 원자로 조립체(50)로부터 제거될 수 있다.
원자로 노심(6)은 물과 같은 1차 냉각제(100) 내에 잠겨져(immersed)있거나 잠수되어 있는 것으로 도시되어 있다. 원자로 용기(52)는 냉각제(100) 및 원자로 노심(6)을 수용한다. 쉬라우드(22)는 원자로 노심(6)의 측부들 주위에서 원자로 노심(6)을 둘러싸고, 냉각제를 고리부(23)를 통해 상승되도록 하여 원자로 용기(52)의 상측 절반부에 배치된 상승기(24) 밖으로 지향시키는 역할을 하는데, 이것은 냉각제(100)의 자연 순환에 의한 것이다. 일 실시예에서, 원자로 용기(52)는 2.7 미터의 직경을 가지며 또한 13.7 미터의 전체 높이(길이)를 갖는다. 원자로 용기(52)는 전체적으로 원통형의 형상을 갖되, 구형인 상측 단부 및 하측 단부를 구비할 수 있다. 원자로 용기(52)는 평상시에는 작동 압력 및 작동 온도에 있다. 격납 용기(54)는 내부적으로 건조하고, 저수 풀(16)의 온도 또는 그와 유사한 벽 온도를 가지고 대기압에서 작동할 수 있다.
격납 용기(54)는, 격납 영역(44)으로서 표시된 건조한 또는 가스의 환경 내에서 원자로 용기(52)를 실질적으로 둘러싼다. 격납 영역(44)은 공기로 채워질 수 있다. 격납 용기(54)는 격납 영역(44)에 인접한 내벽 또는 내측 표면(55)을 포함한다. 격납 영역(44)은 공기에 부가하여 또는 공기에 대신하여 가스(들)을 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 격납 영역(44)은 예를 들어 부분 진공과 같은 대기압 미만의 조건으로 유지된다. 격납 용기 내의 가스(들)는, 원자로 용기(52)가 격납 영역(44) 내에서 완전한 또는 부분적인 진공 안에 배치되도록, 제거될 수 있다.
정상 작동(normal operation) 중에는, 원자로 노심(6) 내의 핵분열로부터의 열에너지가 냉각제(100)를 가열되게 한다. 냉각제(100)는 가열됨에 따라서 밀도가 적어지게 되고, 고리부(23)를 통하여 상승하여 상승기(24) 밖으로 나가게 되는 경향을 갖는다. 냉각제(100)가 냉각됨에 따라서, 냉각제는 가열된 냉각제에 비하여 상대적으로 밀도가 높게 되고, 고리부(23)의 외측 둘레에서 순환되어 원자로 용기(52)의 저부로 내려가서, 쉬라우드(22)를 통해 올라가게 되어 다시 원자로 노심(6)에 의하여 가열된다. 이와 같은 자연 순환은 냉각제(100)가 원자로 노심(6)을 통하여 주기적으로 움직이게 하는바, 이 때 도 1 의 2차 냉각 시스템(30)과 같은 2차 냉각 세스템에 열을 전달하여 전기를 발생시킨다.
상승기(24) 내에 냉각제(100)의 2상 상태(two phase condition)를 제공함에 의하여 자연 순환이 향상될 수 있다. 일 실시예에서는, 가스가 원자로 노심(6) 내에 또는 그 가까이에 주입되어서, 2상 상태를 생성 또는 보완하며, 상승기(24)를 통한 냉각제(100)의 유동율(flow rate)을 증가시킨다. 원자로 노심(6)을 비우는 것은 반응도(reactivity)의 음의 삽입(negative insertion)을 발생시키고, 비우지 않은 상태에 후속되는 정상-상태 조건(steady-state condition)은 반응도의 양의 삽입(positive insertion)으로 귀결될 수 있다. 일 실시예에서, 반응도는 온도 감응 제어 로드 트립(temperature sensitive control rod trips) 및 제어 로드 삽입율(insertion rate)의 관리의 조합을 통하여 더 제어된다.
도 3 에는 도 2 의 원자로 조립체(50)가 비상 작동 중에 있는 것이 도시되어 있다. 비상 작동은 예를 들어 원자로 용기(52)의 과도-압력 발생 또는 원자로 노심(6)의 과열에 대한 응답을 포함할 수 있다. 비상 작동 중에는 원자로 용기(6)가, 그렇지 않다면 건조할 격납 용기(54)의 격납 영역(44) 안으로 냉각제(100)를 방출시키도록 구성될 수 있다. 원자로 노심(6)의 붕괴열은 격납 용기(54)의 내측 표면(55)에서의 냉각제(100)의 응축을 통하여 제거될 수 있다. 격납 용기(54)는 저수 풀(16) 안에 잠겨질(immersed) 수 있고, 격납 용기(54)의 내측 표면(55)은 비상 작동 또는 과도-압력 발생 전에 완전히 건조할 수 있다. 예를 들어, 도 1 의 억제 풀(12)은 정상 작동 중에 격납 용기(54) 내에 존재하지 않는다.
비상 작동 중에 냉각제(100)를 격납 용기(54) 안으로 배출시키기 위하여, 유동 제한기(58) 또는 증기 배출부가 원자로 용기(52)에 장착될 수 있다. 냉각제(100)는, 수증기와 같은 가스 또는 증기(41)로서 격납 용기(54) 안으로 방출될 수 있다. 유동 제한기(58)는, 파이프 또는 연결부와 같은 개입된 구조물 없이, 원자로 용기(52)의 외벽에 직접적으로 연결 또는 장착될 수 있다. 일 실시예에서, 유동 제한기(58)는 원자로 용기(52)에 직접적으로 용접되어서 임의의 누설 또는 구조적 파손의 가능성이 최소화된다. 유동 제한기(58)는 냉각제(100)를 격납 용기(54) 안으로 제어되는 비율로 방출하도록 크기가 정해진 벤츄리 유동 밸브(Venturi flow valve)일 수 있다. 일 실시예에서, 냉각제(100)는 원자로 용기(52)로부터 증기 또는 수증기의 형태로만 방출된다. 수증기(41)의 응축은, 배출된 수증기(41)가 격납 용기(54)에 압력을 부가하는 것과 대략적으로 동일한 비율로 격납 용기(54) 내의 압력을 저감시킬 수 있다. 일 실시예에서, 유동 제한기(58)는 수증기(41) 내에 담겨진 대략 5 메가와트(megawatts)의 열을 방출시키도록 구성된다.
수증기(41)로서 격납 용기(54) 안으로 방출되는 냉각제(100)는 격납 용기(54)의 내측 표면(55)에서 물과 같은 액체로서 응축된다. 수증기(41)가 액체의 냉각제(100)로 변환됨에 따라서, 수증기(41)의 응축은 격납 용기(54) 내의 압력이 감소되도록 한다. 격납 용기의 내측 표면(55)에서 수증기(41)의 응축을 통하여 충분한 양의 열이 원자로 조립체(50)로부터 제거될 수 있는바, 이로써 원자로 노심(6)으로부터의 붕괴열의 제거가 관리된다. 일 실시예에서는, 비상 작동 중에 조차 원자로 용기(52)로부터 액체 냉각제(100)의 방출이 일어나지 않는다. 응축된 냉각제(100)는 격납 용기(54)의 저부로 내려와서 액체의 풀(pool)로서 수집된다. 더 많은 수증기(41)가 내측 표면(55) 상에서 응축됨에 따라서, 격납 용기(54)의 저부에서의 냉각제(100)의 수위는 점진적으로 상승한다. 수증기(41) 내에 저장된 열은 격납 용기(54)의 벽을 통하여 저수 풀(16)로 전달되는데, 그 저수 풀은 궁극적인 히트 싱크로서 작용한다. 격납 용기(54)의 저부에 배치된 냉각제(100) 내에 저장된 열은 내측 표면(55)에서의 열 전도 및 액체 대류를 통하여 전달된다.
증기 또는 수증기(41)로부터 제거된 열은, 찬 격납 용기(54)의 내측 벽에서의 응축을 통하여 그리고 뜨거운 냉각제로부터 내측 표면(55)으로의 자연 대류에 의하여, 상대적으로 찬 내측 표면(55)으로 전달될 수 있다. 열은, 격납 용기 벽을 통한 전도에 의하여, 그리고 격납 용기(54)의 외측 표면에서의 자연 대류를 통하여 저수 풀(16)로 전달될 수 있다. 원자로 노심(6)이 과열된 후에 그리고 비상 작동 중에, 냉각제(100)는 원자로 조립체(50) 내에 갇힌 채로 유지된다. 저수 풀(16)로 전달된 열은 작동자의 어떠한 개입 없이도 3일 이상 동안 적절한 피동식 붕괴열 제거를 제공할 수 있다.
격납 용기(54)는, 원자로 용기(52)로부터 격납 용기(54) 안으로 고압의 유체가 순간적으로 방출되는 때에 귀결될 수 있는 최대 압력을 견딜 수 있도록 설계될 수 있다. 격납 용기(54) 내측의 압력은, 원자로 용기(52) 내측의 압력과 평형을 이루도록 설계될 수 있는바, 이로써 압력 차이에 의하여 유발되는 파단 유동(break flow)이 정지된다. 시간이 흐름에 따라서, 격납 용기(54) 내의 압력의 양은 원자로 용기(52) 내의 압력의 양과 동등하게 될 수 있는바, 이로써 원자로 용기(52) 내의 냉각제 수위(100A)와 격납 용기(54) 내의 냉각제 수위(100B)가 도 3 에 도시된 바와 같이 된다. 냉각제 수위(100B)는, 격납 용기(54) 내의 온도에 비하여 더 높은 원자로 용기(52) 내의 온도로 인하여, 냉각제 수위(100A)에 대해 상승된 것으로 도시되어 있다. 도 3 에는, 냉각제 수위들(100A, 100B)이 평형을 이룰 수 있어서, 원자로 용기(52) 내의 냉각제 수위(100A)가 원자로 노심(6)의 상부 위로 유지될 수 있게 되고, 따라서 원자로 노심(6)이 언제나 냉각제(100)에 의하여 덮일 수 있도록 된다는 것이 도시되어 있다.
일단 냉각제 수위들(1OOA, 100B)의 정상 상태 조건이 달성되면 냉각제(100)가 격납 용기(54)로부터 원자로 용기(52) 안으로 되돌아 유동하는 것을 가능하게 하기 위하여, 유동 밸브(flow valve; 57)가 제공될 수 있다. 유동 밸브(57)를 통하여 원자로 용기(52) 안으로 다시 들어가도록 된 냉각제(100)는 유동 제한기(58)를 통하여 수증기(41)로서 배출되었던 냉각제(100)를 보충한다. 유동 밸브(57)를 통한 냉각제(100)의 유동은, 용기들(52, 54) 내에서의 온도 차이로부터 귀결되는 상이한 물 밀도들로 인하여, 피동식 시스템의 자연 순환을 통해 이루어진다. 기계적인 또는 전기적인 펌프나 모터가 필요하지 않다. 일 실시예에서는, 유동 밸브(57)가 격납 용기(54)로부터 원자로 용기(52)로의 단일의 방향으로 냉각제(100)의 유동을 제한한다.
원자로 노심(6)이 과열되는 때에, 유동 제한기(58) 또는 수증기 배출부는 예를 들어 증기 또는 수증기(41)인 냉각제(100)를 격납 용기(54) 안으로 배출하되, 정상 상태 조건 중에 격납 용기(54) 내의 대략적으로 일정한 압력을 유지하는 비율로 배출하도록 구성된다. 일 실시예에서는, 상기 원자로 용기로부터 상기 격납 영역 안으로 배출되는 1차 냉각제 때문에, 격납 용기(54)가 정상 상태 조건에 도달하기 전에 초기 압력 스파이크를 겪는다. 격납 용기(54) 내의 압력 증가율을 제어함에 의하여, 격납 용기 벽 안의 제어되는 낮은 압력 덕분에, 격납 용기 벽의 두께가 덜한 강도를 갖는 재료로 설계될 수 있다. 벽 두께를 감소시키는 것은, 원자로 조립체(50)의 이송 하중을 저감시킬 수 있고, 또한 제조 및 운반 비용을 저감시킬 수 있다.
완전한 또는 완벽한 진공은 상업적으로 또는 기술적으로 달성 또는 유지하기가 사실상 어려울 수 있지만, 격납 용기(54) 내에는 부분 진공이 형성될 수 있다. 여기에서 기술되는 진공이라 함은, 부분적인 또는 완전한 진공을 의미하는 것으로 이해되어야 할 것이다. 일 실시예에서, 격납 영역(44)은, 격납 가스를 통하여 대류성 및 도전성의 열 전달을 현저히 감소시키는 진공 압력으로 유지된다. 예를 들어 격납 용기(54) 내에 진공을 유지시킴으로써 격납 영역(44)으로부터 가스를 실질적으로 제거함에 의하여, 내측 표면(55) 에서의 수증기(41)의 초기 응축율은 증가된다. 응축율의 증가는 격납 용기(54)를 통한 열 전달율을 증가시킨다.
격납 영역(44) 내의 진공은 정상 작동 중에 일종의 단열물로서 작용하여, 원자로 용기(52) 내의 열 및 에너지를 유지시키는데, 여기에서 그것은 계속하여 활용될 수 있다. 그 결과, 원자로 용기(52)의 설계에 절연 재료가 덜 이용될 수 있다. 일 실시예에서는, 통상적인 단열에 부가하여 또는 그 대신에 반사성 절연부가 이용된다. 반사성 절연부는 원자로 용기(52) 또는 격납 용기(54) 둘 다에 또는 그 중 하나에 포함될 수 있다. 반사성 절연부는 통상적인 단열에 비하여 물 손상(water damage)에 대해 더 높은 저항성을 가질 수 있다. 또한, 반사성 절연부는 비상 상태에서 종래의 단열부만큼 원자로 용기(52)로부터의 열 전달을 방해하지 않는다. 그러므로, 진공과 반사성 절연부의 조합은, 정상 작동 중에 단열을 제공하고, 또한 비상 상태 중에 원자로 노심(6)으로부터의 열의 전달을 증진시킨다.
격납 영역(44) 내의 진공이 손실되는 경우에는, 도입된 가스 또는 액체가 부가적인 피동식 안전 냉각 메카니즘을 제공하여서, 자연 대류를 통하여 원자로 용기(52)와 격납 용기(54) 간에 열을 전달시킨다. 예를 들어, 통상적인 단열부를 감소 또는 제거시킴으로써, 비상 작동 중에 원자로 용기(52)로부터의 더 효과적인 열 전달이 이루어질 수 있는데, 이것은 격납 용기(54)의 저부에서 풀(pool)을 이루는 응축된 액체 냉각제(100)로 인한 것이다. 열은 원자로 용기(52)로부터 액체 냉각제(100)를 통하여 격납 용기(54)로 전달될 수 있다.
또한, 격납 영역(44)으로부터의 공기 또는 다른 가스의 제거는 수소 재결합기(hydrogen recombiners)에 대한 필요성을 감소시키거나 완전히 제거시킬 수 있는데, 그 수소 재결합기는 발생될 수 있는 가스의 연소가능한 혼합물을 저감시키기 위하여 통상적으로 이용되는 것이다. 비상 작동 중에는, 증기가 연료봉들과 화학적으로 반응하여 높은 레벨의 수소를 생성시킬 수 있다. 수소가 공기 또는 산소와 혼합되는 때에는, 연소가능한 혼합물이 생성될 수 있다. 격납 용기(54)로부터 공기 또는 산소의 상당 부분을 제거함에 의하여, 혼합될 수 있는 산소와 수소의 양이 최소화 또는 제거된다. 일 실시예에서는, 비상 조건이 검출된 때에, 격납 영역(44) 내에 잔존하는 공기 또는 다른 가스가 제거 또는 소거된다.
도 4 에는 격납 용기(54) 안으로의 방출된 냉각제(100)의 예시적인 응축율이 도시되어 있다. 전술된 바와 같이, 냉각제(100)는 격납 용기(54)의 내측 표면(55) 상에서 응축되는 증기 또는 수증기(41)로서 배출될 수 있다. 유동 제한기(58)는 냉각제(100)가 수증기(41)로서 격납 용기(54) 안으로 들어가는 방출율(rate of release)을 제어하여, 격납 용기(54) 내의 냉각제 수위(100B)의 증가율이 결정 또는 관리되도록 된다. 도 4 의 그래프에 따르면, 9500초 또는 대략 2시간 38분의 기간 후에 대략 110 인치의 냉각제(100)가 격납 용기(54)의 저부에 수집될 수 있다. 물론, 냉각제 수위(100B)의 이와 같은 증가율(rate of increase)은 유동 제한기(58)의 설계 뿐만 아니라 격납 용기(54) 및 원자로 용기(52)의 크기에도 의존한다.
일 실시예에서, 냉각제 수위(100B)의 증가율은, 원자로 용기(52) 및 격납 용기(54) 내의 압력이 일단 정상 상태에 도달하거나 그와 동일하게 된 때에 일정한 값에 가깝도록 편평하게 된다. 도 3 의 유동 밸브(57)를 통한 냉각제(100)의 원자로 용기(52) 안으로의 유동은, 격납 용기(54)의 내측 표면(55) 상에서 액체로서 응축되는 냉각제(100)의 거의 동일한 양을 제거할 수 있다.
원자로 용기(52)에 연결된 유동 제한기(58)는 정상 상태 조건 중에 격납 용기(54) 내의 거의 일정한 압력을 유지시키는 비율로 수증기(41)를 배출시킬 수 있다. 도 5 에는 과도-압력 발생 중에 격납 용기(54) 내의 예시적인 압력 변동이 도시되어 있다. 일 실시예에서, 격납 용기(54) 내측의 압력은 과도-압력 발생 전에 대기압 또는 대기압과 유사한 압력에 있을 수 있다. 다른 일 실시예에서는, 격납 용기 내의 압력이 진공으로 유지된다. 그러면 격납 용기(54)는 압력을 어떤 미리 정해진 상측 문턱값(predetermined upper threshold value)까지 증가시키는 압력 스파이크를 겪을 수 있다.
일 실시예에서, 압력의 상측 문턱값은 대략적으로 300 psia 이다. 일단 압력이 상측 문턱값에 도달하면, 유동 제한기(58)는 폐쇄되거나 또는 냉각제(100)가 수증기(41)로서 격납 용기(54) 안으로 더 방출되는 것을 다른 방식으로 저지할 수 있다. 그러면 격납 용기(54) 내의 압력은 수증기(41)가 액체로 응축됨으로 인하여 감소된다. 압력은 어떤 미리 결정된 하측 문턱값으로 감소되도록 허용될 수 있다. 일 실시예에서는, 하측 문턱값이 150 psia 미만이다. 일단 압력이 하측 문턱값에 도달하면, 유동 제한기(58)는 개방되거나 또는 격납 용기(54) 안으로의 냉각제(100)의 추가적인 방출을 다른 방식으로 허용할 수 있다. 그러면 격납 용기(54) 내의 압력은, 상측 문턱값에 다시 도달할 때까지 증가하는바, 붕괴열이 원자로 노심(6)으로부터 제거되는 중에 가압과 감압의 사이클이 지속된다. 그러므로, 격납부(54) 내의 압력은 상측 문턱값과 하측 문턱값 사이에서 유지될 수 있다.
유동 제한기(58)의 증기 노즐 유동 면적(steam nozzle flow area)은 격납 용기(54) 내의 증기 응축율(steam condensation rate), 격납 용기(54)로부터의 에너지 제거율(energy removal rate), 및 도 3 의 저수 풀(16)의 가열율(heat up rate)의 평가값들 또는 측정값들에 따라서 산출될 수 있다. 일 실시예에서, 격납 용기(54) 내의 액체 수위의 변화율(rate of change)은 대략적으로 0.0074 인치/초(inches per second)일 수 있다. 질량보존의 법칙에 따르면, 액체로 응축된 증기의 질량 유동율은 다음의 등식에 따라 결정될 수 있다:
(1) dML/dt = ρLAC (dL/dt)C = m
격납 용기(54)의 내측 표면(55)으로의 열전달율(heat transfer rate)은 다음의 등식에 의하여 제공된다:
(2) q = mhfg
저수 풀(16)에 관한 가열율은 다음의 등식을 이용하여 결정될 수 있다:
(3) MCP dT/dt = q
냉각 풀의 질량, 일정한 압력에서의 냉각 풀의 물의 비열(water specific heat), 및 열 입력이 일정하다고 전제한다면, 하기의 등식에 따라서 저수 풀(16)을 가열하는데에 필요한 시간을 얻기 위하여 등식(2)을 통합시킬 수 있다:
(4) Δt = MCPΔT/q
일 실시예에서, 저수 풀(16)의 상측 온도는 비등점 미만으로(예를 들어 화씨 200도로) 설정된다. 마지막으로, 증기의 초크 유동(choke flow)에 관한 등식은 다음과 같이 제공될 수 있다:
(5) m = CdA[KgcρgP](1/2)
여기에서, Cd 는 대략 0.95인 방출 계수(discharge coefficient)이고,
K = γ[2/(γ+l)](γ+1)/(γ-1) 이다.
증기 블로우다운 시나리오(steam blow-down scenario)의 첫 100초 중에는 1차 냉각 시스템에 의하여 초기 6% 의 붕괴열이 경험될 수 있지만, 이것은 정상 상태 조건에서 2% 또는 3% 로 편평하게 된다. 격납 용기(54) 안으로 압력을 방출시키는 것은, 원자로 용기(52)로부터 대략 3%의 붕괴열이 전달되는 것으로 귀결될 수 있는데, 이것은 정상 상태에서 방출되는 붕괴열의 양을 수용한다. 이것은, 격납 용기(54) 내에 억제 풀 또는 미리 존재하는 물의 공급원에 대한 필요없이도, 여기에서 기술된 피동식 비상 급수 및 붕괴열 제거 시스템을 통하여 이루어진다.
도 6 에는 냉각 표면적을 증가시키는 핀(fin; 65)들을 구비한 격납 용기(64)를 포함하는 원자로 조립체(60)의 대안적인 실시예가 도시되어 있다. 냉각 핀(65)들은, 비상 작동 중에 원자로 노심의 붕괴열을 제거하기 위하여, 격납 용기(64)의 외측 벽에 부착될 수 있다. 원자로 조립체(60)의 정상 작동 중에는, 격납 용기(64)의 내측이 건조하게 유지될 수 있고, 원자로 용기(62)는 원자로 노심 뿐만 아니라 냉각제를 담고 있다. 일 실시예에서, 격납 용기(64)는 정상 작동 조건에서 감압된 상태 또는 진공 상태에 있다. 냉각제는 액체 또는 가스일 수 있다. 원자로 용기(62)의 과도-압력 발생 등에 의한 비상 작동에서는, 냉각제가 유동 제한기(68)로부터 방출되어 격납 용기(64) 안으로 들어간다. 냉각제는 순환하여서 격납 용기(64)의 벽 안으로 열을 방출시킨다. 그러면 열은 대류 또는 전도에 의하여, 격납 용기로부터 둘러싸고 있는 히트 싱크(66)로 제거된다.
히트 싱크(66)는 가스 또는 물과 같은 유체일 수 있다. 일 실시예에서는, 히트 싱크가 격납 용기(66)를 완전히 둘러싸는 땅(earth)(예를 들어, 암석, 토양, 기타 고체 물질)로 이루어진다. 핀(65)들은 격납 용기(64)에 부착될 수 있고, 붕괴열을 히트 싱크(66)로 전달하는 부가적인 표면적을 제공한다. 핀(65)들은 격납 용기(64)를 둘러쌀 수 있다. 일 실시예에서, 핀(65)들은 수평 평면(inhorizontal planes)으로 배향된다. 히트 싱크(66)는, 콘크리트와 같은 격납 구조물(61) 내에 포함될 수 있다. 콘크리트로 제작될 수 있는 커버(63)는 원자로 조립체(60)와 히트 싱크(66)를 완전히 가둘 수 있다. 격납 구조물(61) 및 커버(63)는, 외부의 발사물(projectile)로부터의 충격으로부터 보호하는 역할과 함께, 생화학적 차폐물로서의 기능을 한다.
도 7 에는 복수의 격납 영역들(71, 72)을 포함하는 원자로 조립체(70)의 실시예가 도시되어 있다. 격납 영역은 제1 격납 영역(71) 및 제2 격납 영역(72)으로 구획될 수 있다. 제1 격납 영역(71)은 격납 용기(74)의 상측 부분에 배치될 수 있고, 제2 격납 영역(72)은 격납 용기(74)의 하측 부분에 배치될 수 있다. 제1 격납 영역(71)은 대기압에서 유지될 수 있고, 제2 격납 영역은 대기압 미만의 압력에서 유지될 수 있다.
제1 격납 영역(71)과 제2 격납 영역(72) 사이에는 하나 이상의 밸브(75)가 제공될 수 있다. 밸브(75)는 비상 조건에서 작동하여 압력을 방출시킨다. 일 실시예에서, 밸브(75)는 제1 격납 영역(71) 내에서 응축하는 액체 냉각제를 전달하도록 작동하여서, 그것이 제2 격납 영역(72) 내에 수집되도록 한다. 일 실시예에서는, 통상적인 단열부(76)가 제1 격납 영역(71)에 포함되고, 반사성 절연부(78)가 제2 격납 영역(72)에 포함된다. 임의의 갯수의 격납 영역들이 제공될 수 있는바, 그들 모두 또는 일부는 진공으로 유지될 수 있다.
도 8 에는 도 3 의 원자로 조립체(50)와 같은 발전 시스템의 신규한 냉각 방법이 도시되어 있다. 작동 810 에서는, 도 3 의 원자로 용기(52)와 같은 원자로 용기에서 고압이 발생된 것으로 나타나는 경우에 원자로 조립체(50)가 비상정지된다.
작동 820 에서는, 도 3 의 격납 용기(54)와 같은 격납 용기와 원자로 용기(52) 사이에 배치된, 도 3 의 격납 영역(44)과 같은 격납 영역 내로 냉각제가 방출된다. 격납 영역(54)은 원자로 용기(52)를 둘러싸고, 고압 발생 전에는 실질적으로 건조할 수 있다. 냉각제(100)와 같은 냉각제가 증기 또는 수증기(41)로서 격납 용기(54) 안으로 방출될 수 있다. 일 실시예에서는, 압력 무결성(pressure integrity)의 손실 또는 실패의 결과로서 도 1 의 2차 냉각 시스템(30)으로부터 방출된 증기가 격납 용기(54) 안으로 배출될 수도 있다.
작동 830 에서는 수증기(41)가 격납 용기(54)의 내벽(55)과 같은 내벽에서 응축된다. 수증기(41)는 물과 같은 액체로 응축될 수 있다.
작동 840 에서는, 격납 용기(54)를 둘러싸는 액체 매체로 붕괴열이 전달된다. 그 붕괴열은 응축된 액체의 대류 및 전도 뿐만 아니라 수증기(41)의 응축을 거쳐서 전달될 수 있다.
작동 850 에서는, 격납 영역(44) 내의 압력이 내벽에서의 냉각제의 응축에 의하여 설계 한계 내로 제한 또는 유지된다. 도 3 의 유동 제한기(58)와 같은 증기 유동 제한기는, 격납 용기(54) 내의 압력 증가율을 제한하는 크기를 가질 수 있다. 압력 증가율은 수증기(41)의 액체로의 응축에 의하여 실질적으로 오프셋(offset)될 수 있다. 증기 유동 제한기(58)는 선택적으로 또는 간헐적으로 개방되어서, 격납 용기(54) 내의 압력이 최대값으로 제한되도록 하고 또한 유동 제한기(58)가 폐쇄된 때에는 감압되는 것을 가능하게 한다.
수증기(41)의 응축은, 방출된 냉각제가 격납 영역(44) 내의 압력을 증가시키는 것과 대략적으로 동일한 양만큼 격납 영역(44) 내의 압력을 감소시킨다. 냉각제(100)는 증기 또는 수증기(41)로서 격납 영역(44) 안으로 방출될 수 있고, 원자로 노심(6)의 붕괴열은 격납 용기(54)의 내벽(55)에서 수증기(41)가 응축됨에 의하여 원자로 조립체(50)로부터 제거될 수 있다.
여기에서 제공된 실시예들은 주로 가압식 경수 원자로에 관하여 설명되었지만, 본 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자는 상기 실시예들은 설명된 다른 형태의 핵 발전 시스템에 적용될 수 있거나 또는 일부 자명한 변형을 가함으로써 그 다른 형태의 동력 시스템에도 적용될 수 있다는 것을 이해할 것이다. 예를 들어, 그것의 실시예들 또는 변형예들은 비등수 원자로(boiling water nuclear reactor)에서도 작동가능하게 될 수 있다. 비등수 원자로는 동일한 에너지 출력을 생산하기 위하여 더 큰 용기를 필요로 할 수 있다.
격납 용기 안으로의 냉각제의 방출율, 액체로 되는 냉각제의 응축율, 격납 용기 내에서의 압력 증가율, 및 기타 여기에서 설명된 다른 비율 및 값들은 예시적으로서만 제공된 것이다. 원자로의 축소 모델 또는 완전한 모델의 제작물에 의한 실험을 통하여 다른 비율 및 값들이 결정될 수 있다.
본 발명의 원리는 바람직한 실시예들을 참조로 하여 설명되고 예시되었지만, 본 발명은 그러한 원리를 벗어나지 않는 범위 내에서 구체적인 구성과 상세 부분들이 변형될 수 있다는 것은 자명하다. 출원인은 하기의 청구범위의 범위와 그 취지 내에 포함되는 모든 변형 및 변경사항들에 대한 권리를 청구한다.
16: 저수 풀
50: 원자로 조립체
54: 격납 용기

Claims (24)

  1. 원자로 조립체(power module assembly)로서,
    원자로 용기(nuclear reactor vessel);
    상기 원자로 용기 내에 수용된 원자로 노심으로서, 상기 원자로 용기 내에 수용된 1차 냉각제(primary coolant) 내에 잠겨진(immersed), 원자로 노심(nuclear reactor core);
    상기 원자로 용기를 부분 진공(partial vacuum) 상태로 둘러싸고 액체 내에 잠수되는 격납 용기로서, 상기 격납 용기와 상기 원자로 용기 사이에 배치된 격납 영역은 상기 원자로 조립체의 정상 작동(normal operation) 중에 건조하게 유지되고, 상기 격납 용기는 상기 1차 냉각제가 격납 용기 밖으로 방출되는 것을 방지하도록 구성된, 격납 용기(containment vessel); 및
    상기 원자로 용기 내의 과도-압력(over-pressurization) 발생 중에 상기 1차 냉각제를 상기 원자로 용기로부터 상기 격납 영역 안으로 제어가능하게 배출시키도록 구성된 증기 배출부(steam vent; 58)로서, 상기 격납 용기의 내측 표면에서의 상기 1차 냉각제의 응축을 통하여 상기 원자로 노심의 붕괴열이 제거되도록 하는, 증기 배출부;를 포함하는, 원자로 조립체(power module assembly).
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 증기 배출부는, 상기 1차 냉각제를 상기 격납 용기의 상기 내측 표면에서 응축되는 증기로서 배출시키기 위하여 상기 원자로 용기에 장착된 유동 제한기(flow limiter)를 포함하는, 원자로 조립체.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 격납 용기는 적어도 하나의 장착 연결부(mounting connection; 80)에 의하여 상기 액체 내에 떠 있도록 구성된, 원자로 조립체.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 격납 용기 내의 압력은, 상기 1차 냉각제의 응축에 의하여 설계 한계 내에서 유지되는, 원자로 조립체.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 격납 용기의 상기 내측 표면이 상기 과도-압력 발생 전에는 건조한, 원자로 조립체.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 조립체는, 상기 원자로 노심의 상기 붕괴열을 더 제거하기 위하여 상기 격납 용기의 외측 벽에 부착된 냉각 핀(cooling fin)들을 포함하는, 원자로 조립체.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 1차 냉각제의 전부는 상기 과도-압력 발생 중에 상기 격납 용기 내에 가둬진 채 유지되는, 원자로 조립체.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 1차 냉각제가 상기 격납 용기의 상기 내측 표면에서 응축됨으로 인하여, 상기 격납 용기 내의 압력이, 상기 격납 용기 내로 배출된 상기 1차 냉각제가 상기 격납 용기에 압력을 부가하는 것과 동일한 비율로 저감되는, 원자로 조립체.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 붕괴열은, 상기 액체에 의한 상기 격납 용기의 외측 표면으로부터의 전도에 의하여 추가적으로 제거되는, 원자로 조립체.
  10. 제 1 항에 있어서,
    상기 1차 냉각제는, 정상 상태 조건(steady state condition) 중에 상기 격납 용기 내에 일정한 압력을 유지시키는 비율로 배출되는, 원자로 조립체.
  11. 제 10 항에 있어서,
    상기 격납 용기는, 상기 정상 상태 조건 전에 상기 원자로 용기로부터 상기 격납 영역 안으로 배출되는 1차 냉각제로 인하여 초기 압력 스파이크(initial pressure spike)를 겪는, 원자로 조립체.
  12. 제 1 항에 있어서,
    상기 증기 배출부는 개입된 구조물 없이 상기 격납 용기의 외벽에 직접적으로 연결된, 원자로 조립체.
  13. 원자로 용기 내에서 고압 발생이 나타나는 경우에 원자로가 긴급정지(scramming)되는, 원자로 긴급정지 단계;
    1차 냉각제가, 증기 배출부에 의하여, 상기 원자로 용기로부터, 상기 원자로 용기와 격납 용기 사이에 배치되고 상기 고압 발생 전에는 건조한 격납 영역(containment region) 안으로, 증기로서 제어가능하게 방출되는, 증기 방출 단계;
    방출된 상기 증기가 상기 격납 용기의 내측 표면(55)에서 응축되는, 증기 응축 단계;
    상기 격납 용기를 둘러싸고 있는 액체 매체로 붕괴열이 전달되는, 붕괴열 전달 단계; 및
    상기 내측 표면에서의 증기의 응축에 의하여, 격납 압력(containment pressure)이 설계 한계 내로 유지되는, 격납 압력 유지 단계;를 포함하고,
    상기 원자로 긴급정지 단계, 증기 방출 단계, 증기 응축 단계, 붕괴열 전달 단계, 및 격납 압력 유지 단계는 위에서 기재된 순서대로 수행되는, 원자로의 냉각 방법.
  14. 제 13 항에 있어서,
    상기 증기 응축 단계에서, 상기 내측 표면(55)에 의하여 제공되는 증기의 상기 응축은, 상기 방출된 증기가 상기 격납 영역 내의 압력을 증가시키는 양과 동일한 양만큼 상기 격납 영역 내의 압력을 감소시키는, 원자로의 냉각 방법.
  15. 제 14 항에 있어서,
    상기 원자로 긴급정지 단계 전에는 상기 격납 영역이 상기 격납 용기(54)에 의하여 대기압 미만의 조건으로 유지되고, 상기 격납 압력 유지 단계 중에는 상기 격납 영역이 상기 증기 배출부(58)에 의해 방출되는 상기 증기 및 상기 격납 용기(54)에 의하여 대기압 초과의 조건으로 유지되는, 원자로의 냉각 방법.
  16. 제 13 항에 있어서,
    상기 증기 응축 단계 및 상기 붕괴열 전달 단계에서는, 상기 응축된 증기가 상기 고압 발생 전에 존재하지 않았던 상기 1차 냉각제의 풀(pool)을 형성하고, 상기 1차 냉각제의 풀은 상기 격납 용기(54)의 상기 내측 표면(55)과 상기 원자로 용기의 외벽 사이에서 연장되며,
    상기 격납 압력 유지 단계에서는, 상기 1차 냉각제의 풀이 유동 밸브(flow valve; 57)에 의해서 상기 원자로 용기 안으로 되돌려져 상기 원자로 노심을 통해 순환되는, 원자로의 냉각 방법.
  17. 제 13 항에 있어서,
    상기 원자로의 냉각 방법은, 상기 원자로 긴급정지 단계 전에, 상기 격납 용기(54)에 의해서 상기 격납 영역이 부분 진공으로 유지되는 부분 진공 유지 단계를 더 포함하는, 원자로의 냉각 방법.
  18. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 용기의 모든 단열(thermal insulation)은 상기 부분 진공에 의하여 제공되는, 원자로 조립체.
  19. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 조립체는 상기 원자로 용기와 상기 격납 용기 사이에 위치된 반사성 절연부(reflective insulation)를 더 포함하고, 상기 원자로 용기의 모든 단열은 상기 반사성 절연부와 상기 부분 진공의 조합에 의하여 제공되는, 원자로 조립체.
  20. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 용기의 외측 표면은 스틸 하우징(steel housing)을 포함하고, 상기 스틸 하우징은 상기 부분 진공에 직접적으로 노출된, 원자로 조립체.
  21. 삭제
  22. 원자로 노심을 통하여 1차 냉각제를 순환시키도록 구성된 원자로 용기(52)로서, 상기 원자로 노심 및 상기 1차 냉각제는 상기 원자로 용기 내에 수용되는, 원자로 용기;
    상기 원자로 용기 내의 고압 상태에 응답하여 상기 원자로 용기를 둘러싸는 격납 용기 안으로 상기 1차 냉각제를 증기로서 제어가능하게 방출시키도록 구성된 증기 배출부(58)로서, 상기 1차 냉각제가 증기로서 상기 격납 용기 안으로 방출되기 전에는 상기 격납 용기의 내측 표면 전체가 건조하고, 상기 증기는 상기 격납 용기의 상기 내측 표면에서 응축되며, 상기 응축된 증기는 상기 격납 용기의 상기 내측 표면과 상기 원자로 용기의 외측 벽 사이에서 연장된 1차 냉각제의 풀(pool)을 형성하는, 증기 배출부(58); 및
    상기 1차 냉각제의 풀을 상기 원자로 용기 안으로 되돌려 상기 원자로 노심을 통하도록 순환시키게끔 구성된 유동 밸브(57)로서, 상기 1차 냉각제의 풀은 응축된 증기로서만 만들어진, 유동 밸브;를 포함하는, 원자로 조립체.
  23. 삭제
  24. 제 22 항에 있어서,
    상기 1차 냉각제가 증기로서 제어가능하게 방출되기 전에는 상기 격납 용기가 부분 진공으로 유지되고, 상기 원자로 용기의 모든 단열은 상기 부분 진공에 의하여 제공되는, 원자로 조립체.
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