KR101382256B1 - Passive auxiliary coolant water supplying system in pwr - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 가압경수로형 원자력발전소의 피동형 보조냉각수 공급시스템에 관한 것으로, 보다 상세하게는 가압경수로 일차냉각재가 격납건물 내부로 방출되어 격납건물이 설계압력 이상으로 가압되는 사고시 원자로용기 내부 및 외부에 냉각수를 공급하는 피동형 보조냉각수 공급시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a passive auxiliary cooling water supply system of a pressurized water reactor-type nuclear power plant, and more specifically, to a coolant inside and outside of a reactor vessel in a case where the pressurized water reactor primary coolant is discharged into the containment building and the containment building is pressurized above the design pressure. It relates to a passive auxiliary cooling water supply system for supplying.
원자력 발전 방법은 우라늄의 핵분열에 의해서 발생되는 열을 이용하여 전력을 생성하는 방법으로, 상기 원자력 발전시 생성되는 열은 냉각재에 의해 냉각되어야 한다. Nuclear power generation method is a method for generating power by using the heat generated by the nuclear fission of uranium, the heat generated during the nuclear power generation should be cooled by a coolant.
일반적으로 냉각재로서 물을 이용하여 원자로를 냉각시키는 방법이 경제성과 안전성 측면에서 우수한 것으로 판명되고 있고, 상기 냉각재로서 물을 이용한 기술은 경수형(H2O) 원자로와 중수(D2O)에 의한 중수형 원자로가 있다. In general, a method of cooling a reactor using water as a coolant has been found to be excellent in terms of economics and safety, and the technology using water as the coolant is based on a hard water (H 2 O) reactor and heavy water (D 2 O). There is a heavy water reactor.
상기 경수형 원자로로서 국내에서는 주로 가압 경수형 원자로(PWR)가 가동되고 있는데 도 1에서는 가압 경수로형 원전의 발전을 도시한 그림을 나타내고 있다. 상기 가압 경수로형 원전은 냉각재와 감속재로 경수를 사용하고 핵연료는 우라늄 235를 약 2 - 4%로 농축하여 사용한다. 상기 가압경수로형 원전은 원자로 내에서 핵분열로 발생되는 열을 증기발생기로 보내 열교환시키는 원자로 계통에 관련되는 시설과, 증기발생기에서 발생된 증기로 터빈을 돌린 후 복수기(復水器)를 거쳐 물로 환원시킨 다음, 다시 증기발생기로 순환되는 터빈/발전기 계통에 관련되는 시설로 구분된다. As the light-water reactor, a pressurized light-water reactor (PWR) is mainly operated in Korea, but FIG. 1 shows a drawing showing the development of the pressurized light-water reactor. The pressurized water reactor reactor uses hard water as a coolant and a moderator, and nuclear fuel is used by enriching about 2-4% of uranium 235. The pressurized water reactor-type nuclear power plant is a facility related to a nuclear reactor system that heats heat generated by nuclear fission in a reactor to a steam generator and heats the turbine with steam generated by the steam generator, and then returns to water through a condenser. And then to the plant involved in the turbine / generator system circulated back to the steam generator.
일반적으로 원자로 계통의 열전달 매체인 냉각재(경수)는 원자로에서 약 320℃까지 가열되며, 비등하지 않도록 약 153 기압으로 가압된다. 계통을 구성하는 기기로는 일정한 엔탈피를 유지하기 위하여 압력을 조정하는 가압기, 원자로와 증기발생기 사이에 냉각재를 순환시켜 주는 냉각재 펌프가 있다.Generally, the coolant (hard water), the heat transfer medium of the reactor system, is heated to about 320 ° C. in the reactor and pressurized to about 153 atmospheres to prevent boiling. The system components include a pressurizer that adjusts the pressure to maintain a constant enthalpy, and a coolant pump that circulates the coolant between the reactor and the steam generator.
상기 증기발생기에서 발생된 증기가 터빈을 돌려 터빈축에 연결된 발전기에서 전력을 생산하는 계통은 일반 화력발전소의 원리와 같다.The steam generated by the steam generator to rotate the turbine to produce power from the generator connected to the turbine shaft is the same as the principle of a general thermal power plant.
한편 원자력 발전소를 설계함에 있어서는 실제로 발생하기 어려운 가상사고까지 고려하는 바, 사전에 그 가상사고의 경위와 영향 등을 분석한 후, 그 결과에 따라 원자로 냉각재 계통이 비정상적인 상태가 되는 사고 발생시 노심에 미치는 영향을 최소화할 수 있는 계통 즉, 안전계통을 추가함으로써 발전소의 안전성을 확보 및 유지하도록 하고 있다. On the other hand, when designing a nuclear power plant, we consider virtual accidents that are difficult to occur. After analyzing the circumstances and effects of the virtual accidents in advance, the impact of the reactor coolant system on the core in the event of an abnormal condition of the reactor coolant system is analyzed. By adding a system that can minimize the impact, that is, a safety system, the safety of the power plant is ensured and maintained.
상기와 같이 원자력 발전소 설계시 고려되는 가상사고 중에서 원자로 냉각재 계통의 경계가 손상되어 냉각재가 계통 외부로 유출되는 사고를 특히, 냉각재상실사고라고 하며, 원자로에서 냉각재 상실사고가 발생하면, 원자로 냉각재 계통의 압력이 냉각재의 비등점 이하로 낮아져 연료봉 표면에서 핵비등이 발생한 후, 막비등으로 진행하기 때문에, 핵연료와 냉각재 사이의 열전달율이 급격히 감소하여 노심표면의 온도가 급상승하게 된다. As described above, accidents in which coolant flows out of the system due to damage of the reactor coolant system due to damage of the reactor coolant system are called loss of coolant, and in the case of a coolant loss accident in the reactor, Since the pressure is lowered below the boiling point of the coolant to generate nuclear boiling on the fuel rod surface and then proceeds to membrane boiling, the heat transfer rate between the nuclear fuel and the coolant decreases drastically and the temperature of the core surface rises sharply.
이러한 가압경수로형 원자력발전소에 저온관 양단 파열과 같은 극단적인 일차냉각재 상실사고가 발생하면, 고온 고압 상태의 일차냉각재 전량이 단시간에 증기 상태로 방출되고, 이에 따라 격납건물 내부는 비응축성 기체를 포함하는 대기 및 증기가 축적된 과압 상태에 이르게 된다. 이때 가압경수로형 원자력발전소의 격납건물 압력 설계기준은 설계에 따라 차이는 있지만, 약 5기압 정도로, 사고 진행과정 중 격납건물이 설계기준 이상으로 가압되면 격납건물의 건전성 확보 및 유지를 위해 다음과 같은 감압 방법을 수행하도록 설계되어 있다. When an extreme primary coolant loss accident such as rupture of both ends of a low temperature tube occurs in the pressurized water reactor type nuclear power plant, the entire amount of the primary coolant in a high temperature and high pressure state is released in a short time in a vapor state, and thus the containment building contains a non-condensable gas. This leads to an overpressure of accumulated air and steam. At this time, the design pressure of containment building of pressurized water reactor type nuclear power plant varies depending on the design, but it is about 5 atm. If the containment building is pressurized above the design standard during the accident, the following will be ensured to ensure the integrity of the containment building. It is designed to carry out a decompression method.
첫 번째 감압 방법은 살수 및 내부 대기순환을 통해 격납건물 내부 대기의 에너지를 제거하는 것으로, 이와 같은 냉각에 의한 감압 전략은 격납건물이 주로 비응축성 기체에 의해 가압된 경우에는 큰 효과가 없는 것으로 알려지고 있다. The first method of decompression removes energy from the atmosphere inside the containment through watering and internal air circulation, and this cooling decompression strategy is not known to be effective when the containment is pressurized primarily by non-condensable gases. ought.
두 번째 감압 방법은 격납건물 내부 대기 및 증기를 격납건물 외부로 배기하는 것으로, 외부환경으로의 방서성물질 방출을 최소화하기 위해 여과과정을 반드시 포함하도록 설계되어 있다. 이와 같은 격납건물 여과배기계통에 의한 감압전략은 격납건물이 주로 비응축성 기체에 의해 가압된 경우 등에 의해 단시간에 격납건물이 설계기준 이상으로 가압되는 경우에 효과가 있다. The second decompression method is to exhaust the atmosphere and steam inside the containment to the outside of the containment, which must be designed to include a filtration process to minimize the release of anti-airborne substances into the environment. Such a decompression strategy by the containment filtration system is effective when the containment is pressurized beyond the design criteria in a short time due to the case where the containment is mainly pressurized by non-condensable gas.
한편, 일차냉각재 상실사고 이후 노심손상이 발생하고 사고가 더 진행되어 원자로용기가 파손되는 경우, 원자로공동으로 누출된 노심용융물이 콘크리트와 반응함으로 인해 일산화탄소, 이산화탄소, 수소 등의 기체가 대량으로 발생하여 격납건물 가압이 급격하게 진행된다. 이러한 경우에도 격납건물 여과배기계통에 의한 감압으로 격납건물 건전성을 확보하도록 설계가 요구되고 있다.On the other hand, if the core damage occurs after the loss of the primary coolant and the reactor vessel is damaged due to further accident, the core melt leaked into the reactor cavity reacts with concrete, resulting in a large amount of gases such as carbon monoxide, carbon dioxide, and hydrogen. The containment building pressurized rapidly. Even in such a case, a design is required to ensure containment building integrity by depressurization by the containment filtration system.
또한, 원자로를 냉각시키기 위한 일차냉각재가 상실됨에 따라 노심에서 발생하는 잔열 및 붕괴열의 제거가 불가능하게 된 상황에서 노심 손상을 방지하기 위해서도 원자로용기 내부로의 냉각수 주입이 반드시 필요하며, 이러한 기능을 하는 공학적 안전설비로서 비상 노심냉각계통(안전주입계통)이 구비되어 있다. In addition, when the primary coolant for cooling the reactor is lost, it is necessary to inject the coolant into the reactor vessel in order to prevent core damage in a situation where it is impossible to remove residual heat and decay heat generated in the core. As an engineering safety facility, an emergency core cooling system (safe injection system) is provided.
상기 안전주입계통은 안전주입펌프를 사용하여 재장전수탱크(RWST) 내에 저장되어 있는 냉각수를 원자로용기 내부로 주입하는 능동형 안전주입계통과, 별다른 동력의 필요 없이 미리 가압된 안전주입탱크를 사용하는 피동형 안전주입계통으로 구성되어 있다. The safety injection system uses an active safety injection system that injects coolant stored in the reloading water tank (RWST) into the reactor vessel using a safety injection pump, and a passive type that uses a pre-pressurized safety injection tank without the need for additional power. It consists of safety injection system.
이때 주입되는 냉각수는 붕소를 함유하고 있어 노심에서 발생하는 잔열 및 붕괴열의 제거뿐만 아니라 중성자 흡수를 통해 원자로의 미임계상태를 유지하는 기능도 함께 수행하도록 설계될 수 있고, 상기 재장전수탱크 및 안전주입탱크에 구비되어 있던 냉각수가 대부분 소진된 경우에는, 격납건물 바닥에 설치된 집수조에 모인 냉각수를 취하여 저압 안전주입펌프를 사용하여 원자로용기 내부로 다시 주입함으로써 장기적인 비상노심냉각수 공급이 가능하다. In this case, the injected coolant contains boron, which may be designed to remove not only residual heat and decay heat generated in the core, but also to maintain the subcritical state of the reactor through neutron absorption. When most of the coolant provided in the tank is exhausted, it is possible to supply long-term emergency core coolant by taking the coolant collected in the sump installed at the bottom of the containment building and injecting it back into the reactor vessel using a low pressure safety injection pump.
이러한 냉각재 상실 사고 등에 따른 원자로용기 내부의 냉각 설비와 관련된 종래기술로서, 공개특허공보 제10-2002-0037105호(공개일: 2002.05.18)에서는 일체형원자로의 소형 냉각재 상실사고시 원자로보호용기로 방출되는 일차냉각재의 증발에 의한 원자로 보호용기내의 압력증가현상을 이용하여 일차냉각재의 누출을 제한하여 기존 원자로의 비상노심냉각계통에 비해 사고종결시까지 요구되는 냉각수량을 줄이고 압축탱크에 저장된 냉각수를 압력 차이를 이용한 피동적 방법으로 주입하는 방법에 관한 기술이 기재되어 있고, 또한 공개특허공보 제10-2006-0020756호(공개일: 2006.03.07)에서는 일체형 원자로 용기를 채용하고 냉각재 상실사고(LOCA)에 이은 노심 냉각과 격납건물 냉각을 제공하는 다양한 비상냉각 시스템을 갖춘 가압경수로(PWR) 및 그 운전방법에 관한 기술이 기재되어 있다. As a related art related to a cooling facility inside a reactor vessel due to such a coolant loss accident, Korean Patent Laid-Open Publication No. 10-2002-0037105 (published on May 18, 2002) discloses that a small coolant lost to an integrated reactor is released into the reactor protection vessel. By limiting the leakage of primary coolant by increasing the pressure in the reactor protection vessel by evaporation of the primary coolant, it reduces the amount of cooling water required until the end of the accident compared to the emergency core cooling system of the existing reactor and reduces the pressure difference between the coolant stored in the compression tank. A technique for a method of injecting by a passive method using the present invention is described. Also, Japanese Patent Laid-Open Publication No. 10-2006-0020756 (published: 2006.03.07) employs an integrated reactor vessel and follows a loss of coolant accident (LOCA). Pressurized water reactor (PWR) with various emergency cooling systems that provide core cooling and containment cooling One technique is described.
그러나 상기 일차냉각재 상실사고에 따른 동력사용이 불가능한 전원상실 상황에서는 안전주입탱크를 사용하는 피동형 안전주입계통만이 사용 가능하기 때문에, 종래 기술을 포함하는 기존의 안전주입계통과 더불어, 노심에서 발생하는 잔열 및 붕괴열 제거의 신뢰도 향상을 위해서는 외부의 전원 공급이 필요없는 추가적인 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통의 필요성이 요구되고 있으며, 일차냉각재 상실사고 이후 노심이 손상되고 원자로용기 파손으로 인해 노심용융물이 누출되는 경우에도 추가적인 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통에 의한 냉각수 공급을 통해 방사성물질의 외부유출을 최소화 할 필요가 있다.However, in the power loss situation in which power use is not possible due to the loss of primary coolant, only a passive safety injection system using a safety injection tank can be used, and thus, in addition to the existing safety injection system including the prior art, In order to improve the reliability of residual heat and decay heat, the need for an additional passive auxiliary emergency core coolant supply system that does not require external power supply is required, and the core melt is leaked after the loss of the primary coolant and the core melt leaks due to the reactor vessel damage. In this case, it is necessary to minimize the external discharge of radioactive material through the supply of cooling water by an additional passive auxiliary emergency core cooling water supply system.
따라서 본 발명은 상기와 같은 일차냉각재 상실사고에 따른 동력사용이 불가능한 전원상실 상황에서 노심에서 발생하는 잔열 및 붕괴열 제거의 신뢰도 향상을 위해 외부의 전원 공급이 필요 없는 추가적인 피동형 보조 비상 노심냉각수 공급 시스템을 제공하고자 한다. Therefore, the present invention provides an additional passive auxiliary emergency core cooling water supply system that does not require external power supply to improve the reliability of removing residual heat and decay heat generated in the core in a power loss situation in which power use is impossible due to the loss of primary coolant. To provide.
또한 본 발명은 상기 추가적인 피동형 보조 비상노심냉각수 공급 시스템을 이용한 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법을 제공하는 것을 목적으로 한다.It is another object of the present invention to provide a method for cooling a reactor and a containment building in a case of a loss of primary coolant in a nuclear power plant using the additional passive auxiliary emergency core coolant supply system.
이러한 목적을 이루기 위한 본 발명은 원자로; 상기 원자로를 둘러싸고 있는 격납건물; 상기 격납건물의 일측부에 연결되며, 일차냉각재 상실사고에 의해 상기 격납건물이 과압상태에 해당되는 경우, 내부에 구비된 밸브의 개방에 의해 상기 격납건물로부터 과압된 기체의 흐름을 유입하여 격납건물 외부에 구비되는 터빈이 구동될 수 있도록 상기 터빈과 연통되는 격납건물 배출관; 상기 격납건물 배출관에 연결되며, 상기 격납건물 배출관에서 유입된 기체에 의해 구동됨으로써 동력을 생성하고 외부로 기체를 배출하는 터빈; 상기 터빈에 의해 생성된 동력을 하기 펌프로 전달하는 동력전달 수단; 상기 동력전달수단에 의해 전달된 동력에 의해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수를 상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급하는 펌프; 및 상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 냉각수를 저장하는 냉각수 저장탱크;를 포함하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 제공한다. The present invention for achieving this purpose is a nuclear reactor; A containment building surrounding the reactor; Is connected to one side of the containment building, if the containment building is in an overpressure state due to the loss of primary coolant, the flow of the overpressured gas from the containment building by opening the valve provided therein the containment building A containment building discharge pipe communicating with the turbine so as to drive a turbine provided outside; A turbine connected to the containment building discharge pipe and driven by the gas introduced from the containment building discharge pipe to generate power and discharge the gas to the outside; Power transmission means for transmitting the power generated by the turbine to a pump below; A pump for supplying the coolant stored in the coolant storage tank provided outside the containment building to the reactor and the containment building by the power transmitted by the power transmission means; And a cooling water storage tank storing cooling water supplied to the reactor and the containment building.
본 발명에서 상기 격납건물은 과압상태를 해소하기 위해 상기 격납건물 배출관이외의 추가의 개폐가능한 하나이상의 여과 배기계통을 포함하여 격납건물내 압력을 강하시킬 수 있다. In the present invention, the containment building may further include one or more openable filter exhaust systems other than the containment discharge pipe to reduce the pressure in the containment building.
또한 본 발명에서 상기 터빈쪽 배기관에는 외부로 배출되는 기체내의 수용성 방사선물질 성분을 포집할 수 있는 여과풀(pool)을 추가로 구비할 수 있다. In addition, in the present invention, the turbine side exhaust pipe may be further provided with a filtration pool for collecting the water-soluble radioactive material component in the gas discharged to the outside.
일 실시예로서, 상기 터빈은 1.5 - 5기압의 저압증기로 구동되는 소형증기터빈일 수 있다. In one embodiment, the turbine may be a small steam turbine driven by low pressure steam of 1.5-5 atm.
일 실시예로서, 상기 동력전달은 상기 터빈과 펌프사이에 구비된 축과 기어에 의해 이루어질 수 있고, 상기 축은 바람직하게는 단일축일 수 있다.In one embodiment, the power transmission may be made by a shaft and a gear provided between the turbine and the pump, the shaft may preferably be a single shaft.
상기 터빈의 일단부에는 상기 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체를 여과하는 여과배기계통이 구비될 수 있다. One end of the turbine may be provided with a filtration tank for filtering the gas discharged after driving the turbine.
일 실시예로서, 상기 냉각수 저장탱크는 상기 원자로의 위치보다 높은 위치에 구비될 수 있다.In one embodiment, the cooling water storage tank may be provided at a position higher than the position of the reactor.
일 실시예로서, 상기 격납건물 배출관으로부터 유입되어 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체는 배관라인을 통해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 추가의 압력을 제공할 수 있다. In one embodiment, the gas flowing from the containment building discharge pipe to drive the turbine can be connected to a coolant storage tank provided outside the containment through a pipe line to provide additional pressure to the coolant storage tank. .
이 경우에, 상기 냉각수 저장탱크는 개페가능한 밸브에 의해 압력이 조절됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 미리 설정된 압력보다 높은 압력상태가 유지되지 않도록 할 수 있다. In this case, the cooling water storage tank may be controlled so that the pressure is controlled by the openable valve so that the pressure state higher than the preset pressure in the cooling water storage tank is not maintained.
또한 본 발명은 상기 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 이용한 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법에 있어서, In addition, the present invention provides a cooling method of a reactor and a containment building in the case of the loss of primary coolant in a nuclear power plant using the passive auxiliary emergency core cooling water supply system,
상기 일차냉각재 상실사고의 발생에 해당하는 격납건물내 과압상태의 기준 압력치를 미리 정하는 단계; 격납건물내 내부압력이 상기 과압상태의 기준 압력치를 초과하는 경우, 격납건물에 연결된 격납건물 배출관의 내부에 구비된 밸브가 개방되도록 하는 단계; 상기 개방된 밸브에 의해 격납건물내의 과압된 기체의 흐름이 격납건물 배출관을 통하여 상기 터빈을 구동한 후 외부로 기체가 배출되며, 상기 터빈에 의해 생성된 동력이 동력전달수단에 의해 펌프로 전달됨으로써, 상기 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수가 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 단계; 및 상기 격납건물내 과압된 기체의 배출과 상기 펌프에 의한 냉각수의 공급으로부터 원자로 및 격납건물의 냉각 및 과압의 해소가 이루어지는 단계;를 포함하는 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법을 제공한다. Pre-determining a reference pressure value of an overpressure state in a containment building corresponding to the occurrence of the loss of the primary coolant; When the internal pressure in the containment exceeds the reference pressure value of the overpressure, opening the valve provided in the containment discharge pipe connected to the containment; By the open valve, the flow of gas under pressure in the containment building drives the turbine through the containment discharge pipe and then the gas is discharged to the outside, and the power generated by the turbine is transmitted to the pump by the power transmission means. Supplying the coolant stored in the coolant storage tank into the reactor and the containment building; And cooling the reactor and the containment building and releasing the overpressure from the discharge of the overpressurized gas in the containment building and supplying the cooling water by the pump; and cooling the reactor and containment building during the loss of the primary coolant in the nuclear power plant. Provide a method.
이상에서와 같이 본 발명에 따른, 외부의 전원 공급이 필요없는 추가적인 피동형 보조 비상 노심냉각수 공급 시스템에 의하면, 종래의 격납건물 여과배기계통과 마찬가지로 격납건물 과압 상태 해소가 가능함은 물론, 과압 가열된 원자로용기 내부/외부에 추가적인 냉각수를 공급함으로써 사고진행의 완화와 추가사고 발생의 방지 효과가 있다. As described above, according to the present invention, the additional passive auxiliary emergency core cooling water supply system that does not require external power supply, as in the conventional containment filtration system, can eliminate the overpressure state of the containment building, as well as the overpressure-heated reactor vessel. By supplying additional coolant inside / outside, it is possible to alleviate the progress of the accident and to prevent additional accidents.
또한 본 발명은 전원이 필요하지 않은 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통으로 인해, 발전소내 또는 발전소외 전원상실 상황에서도 원자로 내부로의 냉각수 공급 신뢰도를 향상시킬 수 있다.In addition, the present invention can improve the reliability of supplying the cooling water into the reactor even in the event of power loss inside or outside the power plant due to the passive auxiliary emergency core cooling water supply system does not require a power source.
도 1은 종래기술의 경수로형 원자력 발전소의 구성을 나타낸 그림이다.
도 2는 본 발명에 따른 일 실시예를 구현한 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통을 나타낸 그림이다.
도 3은 본 발명에 따른 또 다른 일 실시예를 구현한 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통을 나타낸 그림이다. 1 is a view showing the configuration of a conventional light-water reactor nuclear power plant.
2 is a view showing a passive auxiliary emergency core cooling water supply system implementing an embodiment according to the present invention.
Figure 3 is a view showing a passive auxiliary emergency core cooling water supply system implementing another embodiment according to the present invention.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 본 발명을 용이하게 실시할 수 있는 바람직한 실시예를 상세히 설명한다. 본 발명의 각 도면에 있어서, 구조물들의 사이즈나 치수는 본 발명의 명확성을 기하기 위하여 실제보다 확대하거나 축소하여 도시한 것이고, 특징적 구성이 드러나도록 공지의 구성들은 생략하여 도시하였으므로 도면으로 한정하지는 아니한다. 본 발명의 바람직한 실시예에 대한 원리를 상세하게 설명함에 있어 관련된 공지 기능 또는 구성에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략한다.DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In the drawings of the present invention, the sizes and dimensions of the structures are enlarged or reduced from the actual size in order to clarify the present invention, and the known structures are omitted so as to reveal the characteristic features, and the present invention is not limited to the drawings . DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In the following description, well-known functions or constructions are not described in detail to avoid obscuring the subject matter of the present invention.
이하 도 2 및 도 3을 통하여 본 발명의 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 구체적으로 설명한다.Hereinafter, the passive auxiliary emergency core cooling water supply system of the present invention will be described in detail with reference to FIGS. 2 and 3.
도 2는 본 발명의 일 실시예로서 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 구성하는 주요 구성요소들과 이들이 연결된 모습을 도식화 한 것이고 도 3은 본 발명의 또 다른 일 실시예로서 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 구성하는 주요 구성요소들과 이들이 연결된 모습을 도식화 한 것이다. FIG. 2 is a diagram illustrating the main components constituting the passive auxiliary emergency core cooling water supply system and the connection thereof as one embodiment of the present invention, and FIG. 3 is a passive auxiliary emergency core cooling water supply as another embodiment of the present invention. It illustrates the major components that make up a system and how they are connected.
도 2에서 볼 수 있듯이 본 발명의 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템은 원자로(6), 상기 원자로를 둘러싸고 있는 격납건물(1), 상기 격납건물의 일측부에 연결되며, 내부에 구비된 밸브의 개방에 의해 상기 격납건물로부터 과압된 기체의 흐름을 유입하여 격납건물 외부에 구비되는 터빈이 구동될 수 있도록 상기 터빈과 연통되는 격납건물 배출관(2), 상기 격납건물 배출관(2)에 연결되며, 상기 격납건물 배출관에서 유입된 기체에 의해 구동되어 동력을 생성하고 외부로 기체를 배출하는 터빈(3), 상기 터빈으로부터 하기 펌프로 동력을 전달하는 동력전달 수단; 상기 동력전달수단에 의해 전달된 동력에 의해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수를 상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급하는 펌프(4) 및 상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 냉각수를 저장하는 냉각수 저장탱크(5)를 포함하여 이루어진다.As shown in FIG. 2, the passive auxiliary emergency core cooling water supply system of the present invention is connected to a
본 발명에서 상기 원자로를 제외한 본 발명의 나머지 구성요소들은 모두 격납건물의 외부에 구비될 수 있다.Except for the reactor in the present invention, all of the remaining components of the present invention may be provided on the outside of the containment building.
상기 격납건물의 과압정도는 격납건물내에 구비된 압력센서에 의해 감지되어 상기 격납건물 배출관(2) 내부에 구비된 밸브를 제어할 수 있다. 또한 상기 압력센서는 상기 밸브로부터 격리되어 격납건물쪽 방향의 격납건물 배출관(2) 내부에 구비되거나, 또는 상기 밸브내에 구비될 수 있다.The overpressure degree of the containment building is sensed by a pressure sensor provided in the containment building to control the valve provided in the containment building discharge pipe (2). In addition, the pressure sensor is isolated from the valve may be provided in the containment discharge pipe (2) in the direction of the containment building, or may be provided in the valve.
상기 터빈은 격납건물내 과압된 기체의 흐름에 의해 구동될 수 있는 것이면 어느 것이나 사용가능하지만, 바람직하게는 저압증기로 구동되는 5 - 20 MW 급의 배압식 소형증기터빈으로서 1.5 - 5 기압의 저압증기에서 구동 가능한 것을 사용할 수 있다. The turbine can be used as long as it can be driven by the flow of overpressured gas in the containment building, but is preferably a 5-20 MW class back pressure steam turbine driven by low pressure steam at a low pressure of 1.5-5 atmospheres. Anything that can be driven in steam can be used.
또한 상기 터빈쪽 배기관의 일단부에는 상기 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체를 여과하는 여과배기계통(7)이 구비될 수 있다. 상기 여과배기계통은 방사선 물질을 포함하는 미세입자, 에어로졸 등을 제거함으로써, 외부로 배출되는 증기 혼합물을 정화하는 기능을 가진다. In addition, one end of the turbine side exhaust pipe may be provided with a filtration exhaust pipe (7) for filtering the gas discharged after driving the turbine. The filter vessel has a function of purifying the vapor mixture discharged to the outside by removing the fine particles, aerosol, and the like containing a radioactive material.
또한 본 발명에서 상기 터빈쪽 배기관에는 외부로 배출되는 기체내의 수용성 방사선물질 성분을 포집할 수 있는 여과풀(pool)(8)을 추가로 구비할 수 있다. 상기 여과풀(8)은 작은 규모의 냉각수 저장탱크의 구조를 가지되, 수용성 방사선 물질을 포집할 수 있도록, 수조(저장탱크)의 수면아래로 배기관의 일단부가 잠기도록 배관이 연장됨으로써, 터빈으로부터 배출되는 증기와 기체내의 수용성 물질이 물에 녹게 되며, 또한 응축가능한 물질들이 온도가 낮아지게 되어 응축될 수 있다. In addition, in the present invention, the turbine side exhaust pipe may further include a
또한 상기 여과풀의 상단부에는 터빈으로부터 배출되는 증기와 기체내의 비응축성 성분이 외부 또는 상기 여과배기계통으로 유출될 수 있도록 배기관을 구비하며, 상기 배기관은 필터 유닛을 포함하는 여과배기계통(7)을 구비할 수 있다. In addition, the upper end of the filter pool is provided with an exhaust pipe so that the non-condensable components in the steam and gas discharged from the turbine to the outside or the filter waste pipe can be provided, the exhaust pipe comprises a filter waste pipe (7) including a filter unit It can be provided.
또한 본 발명에서 상기 격납건물은 격납건물내 과압상태를 해소하기 위해 상기 격납건물 배출관이외의 추가의 개폐가능한 밸브 및 여과배기계통을 포함하는 배출관으로 이루어지는 하나이상의 여과 배기계통(미도시)을 추가로 포함할 수 있어 격납건물내 발생되는 높은 압력을 신속히 강하시킬 수 있다.In the present invention, the containment building further comprises at least one filtration exhaust system (not shown) consisting of a discharge pipe including an additional openable valve and a filtration exhaust system other than the containment discharge pipe to relieve an overpressure in the containment building. It can be included to quickly lower the high pressure generated in the containment building.
또한 상기 터빈과 펌프사이에 동력전달장치가 구비되어 터빈에 의해 생성된 동력을 펌프에 전달함으로써 상기 펌프가 원자로 및 격납건물내에 냉각수를 공급할 수 있다. 상기 동력전달장치는 터빈으로부터 전달받은 동력을 에너지 손실없이 펌프로 전달하는 장치인 경우 종류에 상관없이 사용가능하나, 바람직하게는 축과 기어 등에 의해 동력전달이 이루어지도록 한다. A power transmission device may also be provided between the turbine and the pump to transfer power generated by the turbine to the pump so that the pump may supply cooling water to the reactor and the containment building. The power transmission device can be used regardless of the type in the case of a device for transferring the power transmitted from the turbine to the pump without energy loss, but preferably the power transmission is made by the shaft and gear.
또한 본 발명에서 사용되는 펌프는 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수를 원자로 및 격납건물내로 이송할 수 있는 것이면 종류에 상관없이 사용가능하다. 바람직하게는 상기 펌프는 축류형 원심펌프가 사용될 수 있다. In addition, the pump used in the present invention can be used irrespective of the type as long as it can transfer the coolant stored in the coolant storage tank into the reactor and the containment building. Preferably, the pump may be an axial flow centrifugal pump.
도 2에서는 본 발명에서의 터빈과 펌프가 동력전달장치인 단일 축으로 연결되어 있으며, 대기 및 증기가 배기되는 과정에서 터빈에서 발생한 축일(Shaft Work)이 상기 펌프로 전달됨으로써 냉각수를 원자로용기 내부/외부로 공급하기 위한 구동력을 제공하는 것을 나타내고 있다. In Figure 2, the turbine and the pump in the present invention is connected to a single shaft as a power transmission device, the shaft work (shaft work) generated in the turbine in the process of exhausting the atmosphere and steam is delivered to the pump coolant inside the reactor vessel / It has been shown to provide a driving force for supplying to the outside.
본 발명에서 상기 냉각수 저장탱크는 상기 원자로의 위치보다 높은 위치에 구비될 수 있으며, 이 경우에 저장된 냉각수의 위치에너지에 의한 추가 압력을 얻게 되어 원자로용기 내부/외부로 공급이 용이해 질 수 있다. In the present invention, the coolant storage tank may be provided at a position higher than the position of the reactor, and in this case, an additional pressure may be obtained by the potential energy of the stored coolant, thereby facilitating supply to the reactor vessel.
또한 본 발명은 도 3에서 보는 바와 같이, 격납건물 배출관으로부터 유입되어 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체는 배관라인을 통해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결됨으로써, 상기 냉각수 저장탱크는 배출되는 기체에 의해 추가의 압력을 얻을 수 있다.In addition, the present invention as shown in Figure 3, the gas flowing from the containment building discharge pipe driving the turbine is discharged by connecting to the cooling water storage tank provided outside the containment building through a pipe line, the cooling water storage tank is discharged Additional pressure can be obtained by gas.
상기와 같이 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체가 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결되는 경우, 상기 냉각수 저장탱크(5)는 수용성 방사선 물질을 제거하며, 응축성 물질을 온도를 낮추어 응축시키는 여과풀의 역할을 수행할 수 있다. When the gas discharged after driving the turbine as described above is connected to the cooling water storage tank provided outside the containment building, the cooling water storage tank (5) removes the water-soluble radiation material, condensing the condensable material by lowering the temperature Can serve as a filter pool.
또한 상기 도 3과 같이 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체가 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결되는 경우에 상기 냉각수 저장탱크의 일단부에는 개페가능한 밸브가 구비되며 이에 의해 압력이 조절될 수 있다. In addition, when the gas discharged after driving the turbine as shown in FIG. 3 is connected to the coolant storage tank provided outside the containment building, one end of the coolant storage tank is provided with an openable valve, thereby adjusting the pressure. have.
즉, 상기 냉각수 저장탱크가 미리 설정된 압력을 초과하는 경우에는 상기 밸브가 개방되어 냉각수 저장탱크내 가압된 기체의 일부가 외부로 배기됨으로써, 냉각수 저장탱크내의 압력이 일정수준보다 낮도록 유지될 수 있다.That is, when the coolant storage tank exceeds a preset pressure, the valve is opened to exhaust a part of the pressurized gas in the coolant storage tank to the outside, so that the pressure in the coolant storage tank can be maintained lower than a predetermined level. .
또한 상기 냉각수 저장탱크내 구비된 밸브와 연결된 배출부에는 상기 터빈에 구비된 배출부과 마찬가지로 배기관을 구비하며, 상기 배기관은 필터 유닛을 포함하는 여과배기계통(7)을 구비할 수 있다. In addition, the discharge portion connected to the valve provided in the cooling water storage tank is provided with an exhaust pipe, similar to the discharge portion provided in the turbine, the exhaust pipe may be provided with a filtration exhaust pipe (7) including a filter unit.
또한 본 발명은 상기 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템을 이용한 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법으로서, 상기 일차냉각재 상실사고의 발생에 해당하는 격납건물내 과압상태의 기준 압력치를 미리 정하는 단계; 격납건물내 내부압력이 상기 과압상태의 기준 압력치를 초과하는 경우, 격납건물에 연결된 격납건물 배출관의 내부에 구비된 밸브가 개방되도록 하는 단계; 상기 개방된 밸브에 의해 격납건물내의 과압된 기체의 흐름이 격납건물 배출관을 통하여 상기 터빈을 구동한 후 외부로 기체가 배출되며, 상기 터빈에 의해 생성된 동력이 동력전달수단에 의해 펌프로 전달됨으로써, 상기 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수가 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 단계; 및 상기 격납건물내 과압된 기체의 배출과 상기 펌프에 의한 냉각수의 공급으로부터 원자로 및 격납건물의 냉각 및 과압의 해소가 이루어지는 단계;를 포함하는 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법을 제공할 수 있다. The present invention also provides a method of cooling a reactor and a containment building during a primary coolant loss accident in a nuclear power plant using the passive auxiliary emergency core cooling water supply system, wherein a reference pressure value of an overpressure state in a containment building corresponding to the occurrence of the primary coolant loss accident is disclosed. Predetermined step; When the internal pressure in the containment exceeds the reference pressure value of the overpressure, opening the valve provided in the containment discharge pipe connected to the containment; By the open valve, the flow of gas under pressure in the containment building drives the turbine through the containment discharge pipe and then the gas is discharged to the outside, and the power generated by the turbine is transmitted to the pump by the power transmission means. Supplying the coolant stored in the coolant storage tank into the reactor and the containment building; And cooling the reactor and the containment building and releasing the overpressure from the discharge of the overpressurized gas in the containment building and supplying the cooling water by the pump; and cooling the reactor and containment building during the loss of the primary coolant in the nuclear power plant. It may provide a method.
이는 하기에 기재된 실시예를 통하여 보다 자세히 설명될 수 있다. This can be explained in more detail through the examples described below.
이하, 본 발명에 의한 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템의 작동에 관한 실시예를 도 2 및 도 3을 참조하여 설명한다. Hereinafter, an embodiment of the operation of the driven auxiliary emergency core cooling water supply system according to the present invention will be described with reference to FIGS. 2 and 3.
1) 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고의 발생에 해당하는 격납건물내 과압상태의 기준 압력치를 미리 정한다. 이는 통상적으로 가압경수로형 원자력발전소의 격납건물 압력 설계기준에 따라 차이는 있지만, 약 5기압 정도로 볼 수 있다. 1) Predetermined the standard pressure value of the overpressure state in the containment building corresponding to the occurrence of the loss of primary coolant in the nuclear power plant. This is usually about 5 atm, although it depends on the containment pressure design criteria of the PWR nuclear power plant.
2) 정상운전 중인 가압경수로형 원자력발전소에 일차냉각재 상실사고가 발생하여 고온 고압 상태의 일차냉각재가 증기상태로 격납건물(1) 내부로 방출됨으로써 격납건물 내부가 설계기준 압력치 이상으로 가압되면 격납건물의 건전성 확보를 위해 상기 격납건물 내부의 고온 고압의 증기는 격납건물 외부로 배기되어야 한다. 이를 위해 개폐가능한 밸브를 포함하는 격납건물 배출관이 상기 격납건물의 일측부에 연결되며, 상기 격납건물의 내부압력이 일정 압력을 초과하는 경우 상기 밸브가 개방된다.2) The loss of primary coolant in the PWR nuclear power plant under normal operation causes the primary coolant in high temperature and high pressure to be released into the containment building (1) in a vapor state. In order to ensure the integrity of the building, the high temperature and high pressure steam inside the containment building should be exhausted to the outside of the containment building. To this end, a containment building discharge pipe including an openable valve is connected to one side of the containment, and the valve is opened when the internal pressure of the containment exceeds a certain pressure.
3) 상기 밸브의 개방에 의해 격납건물내 과압된 기체의 흐름이 격납건물 배출관을 통해 격납건물과 여과배기계통 사이에 설치된 소형 증기터빈(3)으로 이동하게 된다. 3) The opening of the valve causes the flow of gas under pressure in the containment building to move to the
4) 상기 격납건물 배출관으로부터 터빈에 유입되는 고온 고압 증기가 가지는 운동에너지의 일부가 기계적 에너지, 다시 말해 터빈의 축일로 변환된다. 상기 격납건물 배출관으로부터 터빈에 유입된 고온 고압증기는 터빈을 구동한 후 여과배기계통(7)을 통해 최종적으로 외부환경으로 배기되기 전에 여과되어 방사선 물질을 포함하는 미세입자, 에어로졸 등이 제거될 수 있다.4) Some of the kinetic energy of the high temperature and high pressure steam flowing into the turbine from the containment building discharge pipe is converted into mechanical energy, that is, shaft work of the turbine. The high temperature and high pressure steam introduced into the turbine from the containment building discharge pipe may be filtered before driving the turbine and finally discharged to the external environment through the
상기 터빈으로부터 배출되는 기체 등을 포함하는 배기관과 여과배기계통(7) 사이에는 기체내의 수용성 방사선물질을 포집할 수 있는 여과풀(8)이 추가로 구비될 수 있다. A
상기 여과풀이 구비되는 경우에, 수용성 방사선물질의 80% 이상이 상기 여과풀을 통과함으로써 제거될 수 있으며, 보다 바람직하게는 90% 이상의 수용성 방사선물질이 제거될 수 있다.When the filter pool is provided, at least 80% of the water soluble radioactive material can be removed by passing through the filter pool, and more preferably at least 90% of the water soluble radioactive material can be removed.
5) 상기 소형증기터빈에서 생성된 기계적 에너지는 터빈에 연결된 원심펌프(4)로 전달되는데 이들 사이에 연결된 축이 동력전달장치로서 역할을 하게 된다. 상기 원심펌프는 터빈으로부터 축에 의해 전달되는 기계적 에너지를 이용하여 격납건물 외부의 냉각수 저장탱크(5)에 저장된 비상노심냉각수를 원자로용기(6) 내부의 노심으로 공급한다. 5) The mechanical energy generated in the small steam turbine is transmitted to the
6) 상기 원심펌프에 의해 노심으로 공급되는 비상노심냉각수는 원자로 정지 이후에도 노심에서 일정기간 발생하는 잔열을 제거하기 위한 지속적인 냉각능력을 제공함으로써 최종적으로 노심이 손상되는 것을 방지한다. 6) The emergency core cooling water supplied to the core by the centrifugal pump prevents the core from being finally damaged by providing continuous cooling capacity to remove residual heat generated in the core for a certain period after the reactor is shut down.
한편, 상기 격납건물 배출관으로부터 유입되어 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체는 도 3에 기재된 바와 같이 배관라인을 통해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크(5)로 연결됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 추가의 압력을 제공되어 냉각수 공급을 원활하게 할 수 있다. 이 경우에 냉각수 저장탱크(5)는 수용성 방사선 물질을 제거하며, 응축성 물질을 온도를 낮추어 응축시키는 여과풀의 역할을 수행할 수 있다.On the other hand, the gas flowing from the containment building discharge pipe and driven after the turbine is connected to the
이 경우에 상기 냉각수 저장탱크는 개폐가능한 밸브가 구비되며 이에 의해 압력이 조절됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 미리 설정된 압력보다 높은 압력상태가 유지되지 않도록 할 수 있다. In this case, the cooling water storage tank is provided with an openable valve, thereby adjusting the pressure so that the pressure state higher than the preset pressure in the cooling water storage tank may not be maintained.
본 발명에서 상기 격납건물 내부의 고온 고압 증기가 격납건물 외부로 방출되는 순간 이후의 일련의 과정, 즉 격납건물 내부의 고온 고압 증기의 운동에너지가 기계적 에너지로 전환되고 이것이 다시 비상노심 냉각수의 운동에너지로 전환되는 과정은 편의상 순서에 따라 서술되었으나 시간적으로는 밸브의 개방이후에 연속적으로 실시되게 된다.In the present invention, a series of processes after the moment when the high-temperature high-pressure steam inside the containment is released to the outside of the containment building, that is, the kinetic energy of the high-temperature high-pressure steam inside the containment is converted into mechanical energy, which in turn is the kinetic energy of the emergency core cooling water. The process of switching to is described in order of convenience, but in time it will be carried out continuously after opening the valve.
또한, 앞서 언급한 바와 같이 본 발명은 전원을 요구하지 않는 피동형 비상노심냉각계통으로서, 기존 능동형 혹은 피동형 비상노심냉각계통과 동시에 실시되거나 혹은 기존 계통의 보조 계통으로서 실시될 수 있다. In addition, as mentioned above, the present invention is a passive emergency core cooling system that does not require a power source, and may be implemented simultaneously with an existing active or passive emergency core cooling system or as an auxiliary system of an existing system.
따라서 본 발명은 기존 능동형 냉각 계통 또는 기존 피동형 냉각계통이 기능이 불완전하거나 불능한 상황에서 독립적으로 또는 보조적으로 실시될 수 있다.Therefore, the present invention can be carried out independently or auxiliary in a situation where the existing active cooling system or the existing passive cooling system is incomplete or incapable of functioning.
상기 실시예는 본 발명이 설계기준사고에 대한 공학적 안전설비 즉 일차냉각재상실사고에 대한 비상노심냉각계통으로서의 역할을 하는 경우에 대해 서술한 것으로, 본 발명이 중대사고 대처설비 즉, 노심 손상 이후 그 영향을 최소화하기 위한 계통으로서의 역할을 하는 경우에는 격납건물 내부가 비응축성 기체에 의해 가압되는 영향이 늘어나고 냉각수가 최종적으로 원자로용기 외부로 공급되는 등 구체적인 실시예에 있어서 다소 차이가 존재할 수 있으나, 이 차이에 의해 본 발명을 통해 본 발명의 적용 범위는 이에 제한되지 않는다.The above embodiment describes a case in which the present invention serves as an engineering safety facility for a design reference accident, that is, an emergency core cooling system for a primary cooling loss accident. In the case of acting as a system for minimizing the impact, there may be some differences in specific embodiments, such as an increase in the effect of pressurization by non-condensable gas inside the containment building and cooling water finally supplied to the outside of the reactor vessel. The scope of the present invention through the present invention by the difference is not limited thereto.
본 발명에서 격납건물 여과배기계통의 작동 압력조건은 일 실시예로서, 5기압에서 작동될 수 있다. In the present invention, the operating pressure condition of the containment filtration vessel may be operated at 5 atmospheres as an example.
본 발명에서 제시되는 구체적인 수치들은 원자력발전소 설계에 따라 달라질 수 있으나, OPR1000(한국표준형원전) 설계를 기준으로 본 발명의 피동형 보조 비상노심냉각수 공급계통 성능을 평가해보면, 아래와 같은 성능을 구현할 수 있다. Specific values presented in the present invention may vary depending on the design of the nuclear power plant, but when evaluating the performance of the passive auxiliary emergency core cooling water supply system of the present invention based on the OPR1000 (Korea Standard Nuclear Power Plant) design, the following performance may be realized.
일 실시예로서, 총 용적 76,455m3의 격납건물(1) 내부가 5기압 140도로 가압된 상태의 증기가 소형증기터빈(3)을 거쳐 배기될 경우에 얻을 수 있는 기계적 에너지의 이론치는 22 GJ이며, 이는 6.1MW의 동력을 60분 동안 발생시킬 수 있는 에너지양에 해당된다. 상기 기계적 에너지 값은 에너지 전환 과정에서의 손실을 고려하더라도 저압안전주입펌프(450kW급) 하나 이상의 역할을 충분히 해낼 것으로 판단되며, 따라서 본 발명은 약 860ton 이상의 용량을 갖는 냉각수저장탱크(5)에서 초당 240kg의 냉각수를 60분 동안 원자로용기 내부/외부에 공급 가능한 냉각수 공급 시스템을 제공할 수 있다.
As an example, the theoretical value of the mechanical energy that can be obtained when steam is evacuated through a small steam turbine (3) with a total volume of 76,455 m3 of containment (1) inside is pressurized at 5 atmospheres and 140 degrees is 22 GJ. This corresponds to the amount of energy that can generate 6.1 MW of power for 60 minutes. The mechanical energy value is considered to play a role of at least one low pressure safety injection pump (450kW class) even if the loss in the energy conversion process is considered. It is possible to provide a cooling water supply system capable of supplying 240 kg of cooling water for 60 minutes inside / outside the reactor vessel.
1: 격납건물 2: 격납건물 배출관
3: 터빈 4: 펌프
5: 냉각수 저장탱크 6: 원자로
7 : 여과배기계통 8: 여과풀
1: containment building 2: containment building discharge pipe
3: turbine 4: pump
5: Cooling water storage tank 6: Reactor
7: Filtration tank 8: Filtration pool
Claims (12)
상기 원자로를 둘러싸고 있는 격납건물;
상기 격납건물의 일측부에 연결되며, 일차냉각재 상실사고에 의해 상기 격납건물이 과압상태에 해당되는 경우, 내부에 구비된 밸브의 개방에 의해 상기 격납건물로부터 과압된 기체의 흐름을 유입하여 격납건물 외부에 구비되는 터빈이 구동될 수 있도록 상기 터빈과 연통되는 격납건물 배출관;
상기 격납건물 배출관에 연결되며, 상기 격납건물 배출관에서 유입된 기체에 의해 구동됨으로써 동력을 생성하고 외부로 기체를 배출하는 터빈;
상기 터빈으로부터 하기 펌프로 동력을 전달하는 동력전달 수단;
상기 동력전달수단에 의해 전달된 동력에 의해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수를 상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급하는 펌프; 및
상기 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 냉각수를 저장하는 냉각수 저장탱크;를 포함하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템nuclear pile;
A containment building surrounding the reactor;
Is connected to one side of the containment building, if the containment building is in an overpressure state due to the loss of primary coolant, the flow of the overpressured gas from the containment building by opening the valve provided therein the containment building A containment building discharge pipe communicating with the turbine so as to drive a turbine provided outside;
A turbine connected to the containment building discharge pipe and driven by the gas introduced from the containment building discharge pipe to generate power and discharge the gas to the outside;
Power transmission means for transmitting power from the turbine to a pump below;
A pump for supplying the coolant stored in the coolant storage tank provided outside the containment building to the reactor and the containment building by the power transmitted by the power transmission means; And
A passive auxiliary emergency core cooling water supply system comprising a; cooling water storage tank for storing the cooling water supplied to the reactor and the containment building.
상기 격납건물은 과압상태를 해소하기 위해 상기 격납건물 배출관이외의 추가의 개폐가능한 하나이상의 여과 배기계통을 포함하여 격납건물내 압력을 강하시킬 수 있는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템The method of claim 1,
The containment building is capable of reducing the pressure in the containment, including one or more openable filter exhaust systems other than the containment discharge pipe to relieve overpressure.
상기 터빈은 1.5 - 5기압의 저압증기로 구동되는 소형증기터빈인 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 The method of claim 1,
The turbine is a passive auxiliary emergency core cooling water supply system, characterized in that the small steam turbine driven by low pressure steam of 1.5-5 atmospheres.
상기 동력전달은 상기 터빈과 펌프사이에 구비된 축과 기어에 의해 동력전달이 이루어지는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 The method of claim 1,
The power transmission is driven auxiliary emergency core cooling water supply system characterized in that the power transmission is made by the shaft and gear provided between the turbine and the pump.
상기 터빈쪽 배기관의 일단부에는 상기 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체를 여과하는 여과배기계통(7)이 구비되는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 The method of claim 1,
One end of the turbine side exhaust pipe is driven auxiliary emergency core cooling water supply system, characterized in that provided with a filtration exhaust pipe (7) for filtering the gas discharged after driving the turbine.
상기 터빈과 여과배기계통 사이에는 상기 터빈쪽에서 배출되는 기체내의 수용성 방사선물질을 포집할 수 있는 여과풀(pool)을 추가로 구비하는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 6. The method of claim 5,
A passive auxiliary emergency core cooling water supply system between the turbine and the filtration system is further provided with a filtration pool capable of collecting water-soluble radioactive substances in the gas discharged from the turbine side.
상기 냉각수 저장탱크는 상기 원자로의 위치보다 높은 위치에 구비되는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템The method of claim 1,
The cooling water storage tank is passive auxiliary emergency core cooling water supply system, characterized in that provided in a position higher than the position of the reactor
상기 격납건물 배출관으로부터 유입되어 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체는 배관라인을 통해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 추가의 압력을 제공하는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 The method of claim 1,
The driven auxiliary emergency which is supplied from the containment building discharge pipe to drive the turbine and discharged is connected to a coolant storage tank provided outside the containment building through a pipe line to provide additional pressure to the coolant storage tank. Core Coolant Supply System
상기 냉각수 저장탱크는 개페가능한 밸브가 구비되며 이에 의해 압력이 조절됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 미리 설정된 압력보다 높은 압력상태가 유지되지 않도록 하는 것을 특징으로 하는 피동형 보조 비상노심 냉각수 공급 시스템 9. The method of claim 8,
The coolant storage tank is provided with an openable valve, thereby adjusting the pressure so that a pressure state higher than a preset pressure in the coolant storage tank is not maintained.
상기 일차냉각재 상실사고의 발생에 해당하는 격납건물내 과압상태의 기준 압력치를 미리 정하는 단계;
격납건물내 내부압력이 상기 과압상태의 기준 압력치를 초과하는 경우, 격납건물에 연결된 격납건물 배출관의 내부에 구비된 밸브가 개방되도록 하는 단계;
상기 개방된 밸브에 의해 격납건물내의 과압된 기체의 흐름이 격납건물 배출관을 통하여 상기 터빈을 구동한 후 외부로 기체가 배출되며, 상기 터빈에 의해 생성된 동력이 동력전달수단에 의해 펌프로 전달됨으로써, 상기 냉각수 저장탱크내 저장된 냉각수가 원자로 및 격납건물 내부에 공급되는 단계; 및
상기 격납건물내 과압된 기체의 배출과 상기 펌프에 의한 냉각수의 공급으로부터 원자로 및 격납건물의 냉각 및 과압의 해소가 이루어지는 단계;를 포함하는 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법A method of cooling a reactor and containment building in a case of a loss of primary coolant in a nuclear power plant using the passive auxiliary emergency core cooling water supply system according to claim 1,
Pre-determining a reference pressure value of an overpressure state in a containment building corresponding to the occurrence of the loss of the primary coolant;
When the internal pressure in the containment exceeds the reference pressure value of the overpressure, opening the valve provided in the containment discharge pipe connected to the containment;
By the open valve, the flow of gas under pressure in the containment building drives the turbine through the containment discharge pipe and then the gas is discharged to the outside, and the power generated by the turbine is transmitted to the pump by the power transmission means. Supplying the coolant stored in the coolant storage tank into the reactor and the containment building; And
Cooling of the reactor and the containment and release of overpressure from the discharge of the over-pressurized gas in the containment building and the supply of the cooling water by the pump;
상기 격납건물 배출관으로부터 유입되어 터빈을 구동시킨 후 배출되는 기체는 배관라인을 통해 격납건물 외부에 구비된 냉각수 저장탱크로 연결됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 추가의 압력을 제공되어 냉각수 공급이 원활하게 이루어지는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법11. The method of claim 10,
The gas flowing from the containment building discharge pipe and driving the turbine is connected to a coolant storage tank provided outside the containment building through a pipe line to provide additional pressure to the coolant storage tank, thereby smoothly supplying the coolant. Cooling method of reactor and containment in case of loss of primary coolant in nuclear power plant
상기 냉각수 저장탱크는 개페가능한 밸브가 구비되며 이에 의해 압력이 조절됨으로써 상기 냉각수 저장탱크에 미리 설정된 압력보다 높은 압력상태가 유지되지 않도록 하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소내 일차냉각재 상실사고시의 원자로 및 격납건물의 냉각 방법
12. The method of claim 11,
The coolant storage tank is provided with an openable valve, whereby the pressure is controlled so that the pressure state is not maintained higher than the preset pressure in the coolant storage tank, the reactor and containment building in the case of the loss of the primary coolant in the nuclear power plant. Cooling way
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