KR101461678B1 - 페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소 - Google Patents

페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소 Download PDF

Info

Publication number
KR101461678B1
KR101461678B1 KR1020087002852A KR20087002852A KR101461678B1 KR 101461678 B1 KR101461678 B1 KR 101461678B1 KR 1020087002852 A KR1020087002852 A KR 1020087002852A KR 20087002852 A KR20087002852 A KR 20087002852A KR 101461678 B1 KR101461678 B1 KR 101461678B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
spherical body
reactor
gas
inlet
flow path
Prior art date
Application number
KR1020087002852A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20080091751A (ko
Inventor
홀게르 게르하르트 클레멘스 핑켄
Original Assignee
페블 베드 모듈러 리엑터 에스오씨 엘티디.
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 페블 베드 모듈러 리엑터 에스오씨 엘티디. filed Critical 페블 베드 모듈러 리엑터 에스오씨 엘티디.
Publication of KR20080091751A publication Critical patent/KR20080091751A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101461678B1 publication Critical patent/KR101461678B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Abstract

본 발명은 주동력 시스템과 연료처리 및 저장 시스템을 포함하는 원자력 발전소에 관한 것이다. 연료처리 및 저장 시스템은 다중 통로식 고온 가스 냉각식 페블 베드 원자로의 구형체 입구와 구형체 출구에 연결된다. 연료처리 및 저장 시스템은 가스 흐름이 구형체 입구와 구형체 출구를 통해 연료처리 및 저장 시스템으로부터 원자로로 흐르도록 하여, 원자로로부터 연료처리 및 저장 시스템으로의 고온 가스 유입을 막을 수 있도록 형성되어 있다. 제한 인덱서는 원자로와 연료처리 및 저장 시스템 사이의 구형체의 이동을 가능하게 하고, 주동력 시스템으로부터 연료처리 및 저장 시스템으로의 압력 변화의 전달을 감쇠시킨다.
원자로, 발전소, 페블, 인덱서, 구형체

Description

페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소{NUCLEAR PLANT WITH A PEBBLE BED NUCLEAR REACTOR}
본 발명은 원자력 에너지에 관한 것이다. 더욱 상세하게는, 본 발명은 원자력 발전소에 관한 것이고, 더 나아가 원자력 발전소의 가동방법에 관한 것이다.
고온 가스 냉각 방식의 원자로(nuclear reactor)에서는, 구형 연료재(fuel elements)와 종종, 구형 감속재(moderator)가 사용된다. 이러한 요소들은 "페블(pebble)" 이라고 지칭되며, 이러한 방식의 원자로(reactor)는 일반적으로 페블 베드 원자로(pebble bed reactor)라고 알려져 있다. 페블 베드 원자로는 최적화된 연료 소비를 위해 구형 연료가 원자로의 코어(core)를 한번 이상 통과하는 다중 통로식(multi-pass) 연료 보급 방식으로 작동하는 것으로 알려져 있다. 다른 연료 보급 방식과 비교할 때, 다중 통로식 연료 보급 방식은 코어에서의 보다 일정한 연료 소비의 분배를 제공한다고 여겨지고 있고, 이에 따라, 축 방향의 중성자 선속 프로파일(neutron flux profile)을 평평하게 하고, 원자로 코어의 열에너지 출력을 최대화한다. 구형 연료와, 적용가능한 구형 감속재는 부분적으로 중력에 의하나 주로 가스 흐름(gas flow)에 의하여 원자로의 입구나 구형체 유동경로(sphere flow path)의 저장 용기로 전달된다.
본 발명은 특히 구형 연료의 응용 방법을 찾아내는 것이기도 하지만, 상기한 바와 같이 구형 감속재의 응용 방법을 찾아내는 것이기도 하다. 본 명세서에서의 내용상 구형체(spheres)라는 용어는 구형 연료와 적절한 경우 구형 감속재 둘 다 포함하는 의미로 넓게 사용될 것이다.
구형체들은 원자로의 상단부나 그로부터 인접한 곳에 있는 하나 이상의 구형체 입구(spheres inlets)를 통해 원자로 안으로 공급되고, 입구로부터 원자로의 코어 안의 베드(bed)나 구형체들의 위쪽 표면에 떨어진다. 구형체들은 원자로의 밑바닥이나 그로부터 인접한 하나 이상의 구형체 출구(sphere outlets)를 통해 원자로 용기(vessel)로부터 빠져나온다.
구형체들은 연료처리 및 저장 시스템(fuel handling and storage system)에 의해 각각의 구형체 출구에서 각각의 구형체 입구로 전달된다. 연료처리 및 저장 시스템은, 그 중에서도 구형체 출구와 구형체 입구가 소통될 수 있게 연결시켜 주는 파이프 네트워크 및 파이프 네트워크를 통해 구형체를 실어 이동시킬 수 있는 가스 흐름(gas flow)을 일으킬 수 있는 송풍기(blower)를 포함한다. 이러한 방식의 연료처리 및 저장 시스템의 예는 참고자료로서 여기에 구체화되어 있는 본 출원인의 이전 미국 출원 제2003/0227994호에 예시되어 있다.
발전소에는 열역학 싸이클로서 폐루프 브레이턴 싸이클(closed loop Brayton cycle)이 사용되고, 일반적으로 헬륨인 원자로 냉매가 작동 유체로서 사용된다. 주동력 시스템(main power system)의 파워 출력을 제어하기 위하여, 주동력 시스템에서의 작동 유체의 질량이 다양화될 수 있다. 이는 주동력 시스템에 발생되는 동력을 증가시키기 위해 주동력 시스템으로 헬륨을 유입하거나, 주동력 시스템에 의해 발생되는 동력을 감소시키기 위해 주동력 시스템으로부터 헬륨을 제거하는, 주동력 시스템과 유체 소통된 하나 이상의 헬륨 탱크를 포함하는 헬륨 재고 관리 시스템(inventory control system)에 의해 가능하다. 상기 장치는 급속한 압력 변화를 발생시킨다. 또한, 급속한 압력 변화는, 예를 들어 터빈 트립(trip)이나 고장과 같은, 주동력 시스템의 오작동에 의해 발생할 수 있다.
또한, 냉매 기체는 연료처리 및 저장 시스템에서 전달 매개체로 사용된다. 더욱이 구형체를 원자로 출구에서 원자로 입구로 이동시킬 수 있기 위해서는 연료처리 및 저장 시스템이 반드시 원자로와 연결되어야 하는데, 연료처리 및 저장 시스템의 구성요소가 주동력 시스템의 고온과 압력변화에 노출되는 것은 바람직하지 않다.
본 발명의 일 실시예에 따르면, 상단부 또는 상단부 방향의 적어도 하나의 구형체 입구와 하단부 또는 하단부 방향의 구형체 출구를 가진 패블 베드 원자로; 및 연료처리 및 저장 시스템을 포함하는 원자력 발전소를 제공한다. 상기 연료처리 및 저장 시스템은, 상기 원자로의 구형체 출구와 연결되는 구형체 입구 및 상기 원자로의 구형체 입구와 연결되는 구형체 출구를 가지는 구형체 유동경로를 경계지어 주는 구형체 유동경로 경계 수단; 및 상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 구형체가 이동할 수 있도록 상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 가스의 흐름을 발생시키고, 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 가스가 흐를 수 있도록 상기 구형체 유동경로의 상기 구형체 입구의 압력이 상기 원자로의 상기 구형체 출구의 압력보다 높고 상기 구형체 유동경로의 상기 구형체 출구의 압력이 상기 원자로의 구형체 입구의 압력보다 높도록 상기 구형체 유동경로에 압력을 가해주도록 구성된 구형체 유동경로 가압 수단을 포함하고, 상기 구형체가 상기 구형체 유동경로의 구형체 입구로부터 상기 원자로의 구형체 출구로의 가스 누설 흐름에 대항하여 상기 원자로의 구형체 출구를 빠져나가도록 구성된다.
위와 같은 원자력 발전소의 구성은 원자로로부터 연료처리 및 저장 시스템으로의 고온 가스의 진입을 방해하는 연료처리 및 저장 시스템으로부터 원자로로의 가스 누설 흐름을 발생시킨다.
상기 원자력 발전소는 상기 원자로와 상기 연료처리 및 저장 시스템간의 구형체의 이동을 허용하고, 상기 원자로 냉매의 압력 변화가 연료처리 및 저장 시스템으로 전달되는 것을 감쇠시키도록 구성된 감쇠 수단을 포함할 수 있다.
상기 구형체 유동경로 가압 수단은 입구와 출구를 갖는 송풍기를 포함할 수 있으며, 상기 송풍기의 출구는 가스 입구에서 상기 구형체 유동경로에 연결되고, 상기 송풍기의 입구는 가스 출구에서 상기 구형체 유동경로에 연결되며, 상기 가스 입구는 구형체 유동경로의 구형체 입구의 높이보다 낮은 높이에 위치하여, 상기 원자로로부터 구형체 유동경로로 들어온 구형체가 상기 구형체 유동경로를 통해 흐르는 가스의 흐름 속에 들어가 전달되어 나가는 곳인 상기 가스 입구로 중력의 영향하에 이동할 수 있도록 할 수 있다.
상기 원자력 발전소는 구형체의 이동 방향에 대하여, 상기 원자로의 구형체 입구의 상류에 위치한 상부 유량 제한 인덱서 및 상기 원자로의 구형체 출구의 하류에 위치한 하부 유량 제한 인덱서를 포함할 수 있다. 유량 제한 인덱서는 감쇠 수단으로서 기능한다.
상기 상부 유량 제한 인덱서는 상기 구형체 유동경로의 가스 출구와 상기 원자로의 구형체 입구 사이에 위치하고, 상기 하부 유량 제한 인덱서는 상기 원자로의 구형체 출구와 상기 구형체 유동경로의 가스 입구 사이에 위치할 수 있다.
상기 원자력 발전소는 상기 원자로에 더하여 직렬로 연결되는 적어도 하나의 터빈과 컴프레서를 포함하는 폐루프 주동력 시스템 및 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 흐르는 가스를 대체하기 위해 상기 주동력 시스템으로부터 상기 연료처리 및 저장 시스템으로 가스를 공급하는 공급 라인을 포함할 수 있다.
또한, 상기 주동력 시스템은 적어도 하나의 터빈과 컴프레서 사이에 연결된 고온 또는 저압부 및 적어도 하나의 컴프레서와 상기 원자로의 가스 또는 작동 유체 입구 사이에 연결된 저온 또는 고압부를 가진 재생 열교환기를 포함할 수 있다.
그리고, 상기 공급라인은, 상기 주동력 시스템의 적어도 하나의 컴프레서와 상기 재생 열교환기의 저온부 사이에 위치한 곳으로부터 연장되어 상기 가스 출구와 상기 송풍기의 입구 사이에서 상기 연료처리 및 저장 시스템에 연결될 수 있다.
본 발명의 또 다른 실시예에 따르면, 상단부 또는 상단부 방향의 하나 이상의 구형체 입구와 하단부 또는 하단부 방향의 구형체 출구를 가진 패블 베드 원자로; 및 연료처리 및 저장 시스템을 포함하는 원자력 발전소를 제공한다. 상기 연료처리 및 저장 시스템은, 상기 원자로의 상기 구형체 출구와 연결되는 구형체 입구와 상기 원자로의 상기 구형체 입구와 연결되는 구형체 출구를 가지는 구형체 유동경로를 경계지어 주는 구형체 유동경로 경계 수단; 및 상기 원자로와 상기 연료처리 및 저장 시스템간의 구형체의 이동을 허용하고, 상기 원자로 냉매가스의 압력변화가 상기 연료처리 및 저장 시스템으로 전달되는 것을 감쇠시키도록 하는 감쇠수단을 포함한다.
상기 감쇠수단은 상기 구형체의 이동 방향에 대하여 상기 원자로의 구형체 입구의 상류에 위치한 상부 유량 제한 인덱서 및 상기 원자로의 구형체 출구의 하류에 위치한 하부 유량 제한 인덱서를 포함할 수 있다.
본 발명의 또 다른 실시예에 따르면, 구형체 출구와 구형체 입구를 가진 페블 베드 원자로 및 상기 원자로의 구형체 출구로부터 상기 원자로의 구형체 입구로 구형체를 전달하기 위한 연료처리 및 저장 시스템을 가진 원자력 발전소의 작동 방법으로서, 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 누설되는 흐름을 만들기 위해 상기 연료처리 및 저장 시스템에 압력을 가하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법을 제공한다.
상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로의 누설 흐름은 상기 원자로의 구형체 출구와 구형체 입구를 모두 통할 수 있다.
상기 원자력 발전소는 상기 원자로가 일부를 형성하는 폐루프 주동력 시스템을 포함할 수 있고, 그 방법은 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 누출되는 가스를 대체하기 위하여 상기 주동력 시스템으로부터 상기 연료처리 및 저장 시스템으로 가스를 공급할 수도 있다. 상기 가스는 상기 주동력 시스템에서 상기 가스의 압력이 최대인 지점으로부터 공급될 수 있다.
본 발명은 이하에서 본 발명에 따른 원자력 발전소를 구조적으로 보여주는 첨부 도면을 참조하여 예시의 방식으로 설명된다.
도면에서, 도면번호 10은 전체에 걸쳐 본 발명에 따른 원자력 발전소를 가리킨다. 발전소(10)는 전체적으로 도면번호 12로 표기되는 폐루프 주동력 시스템 및 전체적으로 도면번호 14로 표기되는 연료처리 및 저장 시스템을 포함한다.
주동력 시스템(12)은 작동 유체 또는 냉매의 입구(18) 및 출구(20), 구형체 입구(22) 및 구형체 출구(24)를 가진 고온 기체 냉각식 페블 베드 원자로(16)를 포함한다. 발전소(10)는 나아가 터빈(26), 재생 열교환기(recuperator)(28), 프리쿨러(pre-cooler)(30), 저압 컴프레서(32), 인터쿨러(inter-cooler)(34), 고압 컴프레서(36) 및 전기 제너레이터(38)를 포함한다. 제너레이터(38)와 컴프레서(32,36)는 터빈(26)에 의해 구동될 수 있게 연결되어 있는 공통 샤프트(40)에 장착되어 있다.
터빈(26)은 입구(26.1)와 출구(26.2)를 가진다. 입구(26.1)는 출구(20)와 유체 소통되게 연결된다.
재생 열교환기(28)는 고온 또는 저압부(42)와 저온 또는 고압부(44)를 가진다. 저압부(42)는 입구(42.1)와 출구(42.2)를 가진다. 입구(42.1)는 출구(26.2)와 유체 소통되게 연결된다.
프리쿨러(30)는 입구(30.1)와 출구(30.2)를 가진다. 출구(42.2)는 입 구(30.1)와 유체 소통되게 연결된다.
저압 컴프레서(32)는 입구(32.1)와 출구(32.2)를 가진다. 출구(30.2)는 입구(32.1)와 유체 소통되게 연결된다.
인터쿨러(34)는 입구(34.1)와 출구(34.2)를 가진다. 출구(32.2)는 입구(34.1)와 유체 소통되게 연결된다.
고압 컴프레서(36)는 입구(36.1)와 출구(36.2)를 가진다. 인터쿨러(34)의 출구(34.2)는 입구(36.1)와 유체 소통되게 연결된다.
재생 열교환기(28)의 고압부(44)는 입구(44.1)와 출구(44.2)를 가진다. 고압 컴프레서(36)의 출구(36.2)는 재생 열교환기의 고압부(44)의 입구(44.1)와 연결되어 있다. 재생 열교환기의 고압부(44)의 출구(44.2)는 입구(18)와 연결되어 있다.
연료처리 및 저장 시스템(14)은, 원자로(16)의 구형체 출구(24)와 연결되어 있는 입구 및 원자로(16)의 구형체 입구(22)와 연결되어 있는 출구를 갖는 구형체 유동경로(50)의 경계를 정하는 구형체 유동경로 경계수단을 포함한다. 시스템(14)은 나아가 입구(54)와 출구(56)를 갖는 송풍기(52)를 포함한다. 출구(56)는 도면번호 58로 표기되는 가스 입구에서 구형체 유동경로(50)와 유체 소통되게 연결된다. 송풍기(52)의 입구(54)는 가스 출구(60)에서 구형체 유동경로(50)와 유체 소통되게 연결된다. 송풍기(52)와 직렬로 설치된 것들은 열교환기(62)와 필터(64)이다.
가스 입구(58)는 구형체 출구(24)의 높이보다 낮은 높이에 위치한다. 하부 유량 제한 인덱서(66)는 구형체 유동경로(50)에서 구형체 출구(24)와 가스 입구(58) 사이에 설치된다. 유사하게, 상부 유량 제한 인덱서(68)는 구형체 유동경 로(50)에서 가스 출구(60)와 구형체 입구(22) 사이에 위치한다.
공급라인(70)은 고압 컴프레서(36)의 출구(36.2)와 재생 열교환기(28)의 고압부(44)의 입구(44.1) 사이 지점인 주동력 시스템(12)의 고압점으로부터 연장된다. 전체적으로 도면번호 72에 의해 표기되는 밸브장치는 공급라인(70)에 설치된다. 밸브장치(72)는 비복귀 밸브(non-return valve)도 포함한다.
전형적으로 헬륨으로 사용되는, 작동 유체나 냉매는 입구(18)를 통해 원자로(16)에 공급된다. 가열된 작동 유체는 출구(20)를 통해 원자로를 빠져나가고, 컴프레서(32,36)와 제너레이터(38)를 차례로 구동시키는 터빈(26)을 작동시킨다. 작동 유체는 증기가 압축되는 저압 콤프레서(32)로 들어가기에 앞서 재생 열교환기(28)와 프리쿨러(30)에서 냉각된다. 원자로(16)로 되돌아가기에 앞서, 작동 유체는 재생 열교환기(28)의 저압부에 공급되어 고압 컴프레서(36)로 들어가기 전에 인터쿨러(34)에서 냉각되고, 재생 열교환기의 저압부(42)를 지나는 가스에 의해 가열된다. 주동력 시스템(12)에 발생되는 동력의 조절은 그 중에서도 주동력 시스템(12)의 작동 유체의 질량을 조절하는 헬륨 재고 관리 시스템의 이용으로 얻어진다.
연료처리 및 저장 시스템(14)에서, 송풍기(52)는 가스 입구(58)와 가스 출구(60) 사이의 구형체 유동경로(50)를 통해 흐르는 가스의 흐름을 유발한다. 연료처리 및 저장 시스템은 구형체 유동경로(50) 내의 압력이 구형체 입구(22)와 구형체 출구(24)의 압력보다 높도록 설치된다. 따라서, 구형체 입구(22)와 구형체 출구(24)를 통해 구형체 유동경로에서 원자로(16)로의 가스 누설이 발생 된다. 헬륨 은 연료처리 및 저장 시스템(14)에서 원자로(16)로 연속적으로 손실된다고 판단될 수 있다. 이와 같은 헬륨의 손실은 공급 라인(70)을 통해 연료처리 및 저장 시스템(14)으로 흐르는 헬륨에 의해 보충된다. 헬륨은, 주동력 시스템의 최고 압력에 대응하는 지점 즉, 압력이 구형체 입구(22)와 구형체 출구(24)의 압력보다 높고, 헬륨이 대략 100℃ 정도 되는 비교적 낮은 온도인 지점에서 주동력 시스템으로부터 유출되는 것으로 판단할 수 있다.
구형체(74)가 구형체 출구(24)를 통해 원자로를 빠져나가면, 구형체들은 중력의 영향하에서 구형체 유동경로(50)로부터 원자로(16)로의 누설 흐름에 대항하여 구형체 유동경로(50)를 따라 아래쪽으로 움직인다. 하부 유량 제한 인덱서(66)는 헬륨의 누설 흐름을 원자로로 허용하고, 동시에 구형체(74)를 구형체 유동경로(50)를 통해 반대 방향으로 움직일 수 있도록 배열된다. 구형체(74)가 가스 입구(58)에 도착하면, 구형체들은 가스 입구(58)와 가스 출구(60) 사이의 구형체 유동경로(50)의 부분을 따라 흐르는 가스 흐름에 유입되어, 이를 따라 이동하게 된다.
가능한 하나의 구형체의 경로는 상부 유량 제한 인덱서(68)와 구형체 입구(22)를 통해 원자로로 공급되는 것이다.
연료처리 및 저장 시스템(14)은 예를 들어 연료재의 완전성을 검사하고, 손상받은 연료재를 제거하는 것과 같이 일반적으로 분류 및 관리 기능을 수행한다. 또한, 연료처리 및 저장 시스템(14)은 일반적으로 연료재가 원자로를 더 지나가는데 적합한지의 여부를 결정하고, 아직 유용한 에너지를 생산할 능력이 있는 사용 가능한 연료재로부터 소진된 연료재를 분리하는 수단을 구비한다. 연료처리 및 저장 시스템의 상세는 본 발명의 원리를 이해하는데 불필요한바 자세한 기술은 생략한다.
발명자는, 본 발명에 따른 발전소가 다음과 같은 장점이 있다고 믿는다. 연료처리 및 저장 시스템(14)으로부터 원자로로의 헬륨의 누설 흐름은 원자로로부터 연료 처리 및 저장 시스템으로 고온의 가스가 진입하는 것을 막을 수 있다. 또한, 하부 유량 제한 인덱서(66)와 상부 유량 제한 인덱서(68)의 설비는 연료처리 및 저장 시스템이 대체로 낮은 온도에서 작동할 수 있게 함으로써, 고온에서 작동하기 위한 연료처리 및 저장 시스템의 구성요소를 디자인할 필요가 없어 실질적 비용이 절감되고, 신뢰성이 증가된다. 더 나아가, 연료처리 및 저장 시스템의 헬륨 압력은 대체로 안정적이거나 천천히 변화하는바, 주동력 시스템에서의 압력 변화에 기인한 연료처리 및 저장 시스템의 구성요소의 손상 위험성을 줄일 수 있다.
연료처리 및 저장 시스템의 압력 변화를 감쇠시킴으로써, 연료처리 및 저장 시스템의 송풍기(52)가 캐처 베어링(catcher bearing)들과 접촉하는 위험성이 줄어든다. 또한, 구형체 유동경로에서의 과도한 구형체의 속도변화가 감소되고, 그로 인해 연료재의 손실을 막거나 최소로 제한할 수 있다. 나아가, 필터(64)의 필터 카트리지 손상의 위험이 감소된다. 추가로, 송풍기(52)에 대한 디자인 요구사항이 완화되어 송풍기(52)에 관련된 비용을 줄일 수 있다. 추가로, 작은 직경 파이프에서 밸브 효과(valve effects)와 음속 충격파(sonic shock waves)를 줄이거나 막을 수 있다. 추가로, 주동력 시스템으로부터 연료처리 및 저장 시스템으로의 고온 가스의 유입을 막음으로써, 연료처리 및 저장 시스템의 다양한 구성요소들이 좀더 낮은 온 도에서 구동될 수 있게 디자인될 수 있어 그와 관련된 비용을 절감할 수 있다. 추가로, 주동력 시스템으로부터 비교적 작은 양의 비교적 차가운 보충 가스를 받음으로써, 연료처리 및 저장 시스템에서 방사상 핵종의 흡착(plate out)을 줄일 수 있다.

Claims (16)

  1. 폐루프 주동력 시스템과;
    연료처리 및 저장 시스템과;
    상기 주동력 시스템과 상기 연료처리 및 저장 시스템의 사이로 연장되는 공급 라인을 포함하고,
    상기 폐루프 주동력 시스템은, 상단부 또는 상단부 방향의 하나 이상의 구형체 입구와 하단부 또는 하단부 방향의 구형체 출구를 포함하는 패블 베드 원자로를 구비하고,
    상기 연료처리 및 저장 시스템은,
    상기 원자로의 구형체 출구와 연결되는 구형체 입구 및 상기 원자로의 구형체 입구와 연결되는 구형체 출구를 구비하는 구형체 유동경로; 및
    상기 구형체 유동경로와 연통되어 상기 구형체 유동경로로 가스를 공급하다록 형성되는 구형체 유동경로 가압 수단을 포함하고,
    상기 구형체 유동경로 가압 수단은, 상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 구형체가 이동하도록 하기 위해 상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 가스의 흐름을 발생시키고, 상기 구형체 유동경로의 구형체 입구의 압력이 상기 원자로의 구형체 출구의 압력보다 높고 상기 구형체 유동경로의 구형체 출구의 압력이 상기 원자로의 구형체 입구의 압력보다 높도록 상기 구형체 유동경로에 압력을 가하여 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 가스의 누설 흐름을 발생시키도록 가압된 가스를 공급하도록 형성되며,
    상기 공급 라인은, 상기 주동력 시스템으로부터 유입된 가스를 상기 연료처리 및 저장 시스템에 전달하여 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 흐르는 가스를 보충하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 원자력 발전소는 상기 원자로와 상기 연료처리 및 저장 시스템간의 구형체의 이동을 허용하고, 상기 원자로의 냉매의 압력 변화가 연료처리 및 저장 시스템으로 전달되는 것을 감쇠시키도록 구성된 감쇠 수단을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 구형체 유동경로는 가스 입구와 가스 출구를 구비하고,
    상기 구형체 유동경로 가압 수단은 상기 구형체 유동경로와 유체 소통되게 연결되는 송풍기 입구와 송풍기 출구를 갖는 송풍기를 포함하며,
    상기 송풍기 출구는 상기 가스 입구와 연결되고,
    상기 송풍기 입구는 상기 가스 출구와 연결되며,
    상기 가스 입구와 상기 가스 출구는 서로 이격되어 배치되고,
    상기 가스 입구는 상기 원자로의 구형체 출구보다 낮은 높이에 위치하며,
    상기 구형체 유동경로는,
    상기 원자로로부터 구형체 유동경로로 들어온 구형체가 중력의 영향하에서 상기 가스 입구까지 이동할 수 있고,
    상기 가스 입구가 배치되어 상기 가스 입구를 통해 유입된 가스가 상기 구형체 유동경로를 유동하는 구형체를 견인하여 상기 원자로의 구형체 입구를 향해 구형체를 이동시킬 수 있는 가스 흐름을 발생시킬 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 원자력 발전소는 구형체의 이동 방향에 대하여, 상기 원자로의 구형체 입구의 상류에 위치한 상부 유량 제한 인덱서 및 상기 원자로의 구형체 출구의 하류에 위치한 하부 유량 제한 인덱서를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 소.
  5. 제4항에 있어서,
    상기 상부 유량 제한 인덱서는 상기 송풍기 입구 및 상기 구형체 유동경로 사이의 연결부와, 상기 원자로의 구형체 입구 사이에 위치하고,
    상기 하부 유량 제한 인덱서는 상기 원자로의 구형체 출구와, 상기 송풍기 입구 및 상기 구형체 유동경로 사이의 연결부 사이에 위치하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  6. 제5항에 있어서,
    상기 폐루프 주동력 시스템은 하나 이상의 터빈과 하나 이상의 컴프레서를 포함하고,
    상기 하나 이상의 컴프레서는 상기 공급 라인과 연결되며,
    상기 공급 라인은 상기 가스 출구의 상류 및 상기 송풍기 입구의 하류에서 상기 연료처리 및 저장 시스템에 연결되어, 가스가 상기 컴프레서로부터 상기 연료처리 및 저장 시스템으로 공급되도록 하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  7. 제6항에 있어서,
    상기 주동력 시스템은 하나 이상의 터빈과 컴프레서 사이에 연결된 저압부 및 적어도 하나의 컴프레서와 상기 원자로의 가스 또는 작동 유체 입구 사이에 연결된 고압부를 가진 재생 열교환기를 포함하고,
    상기 공급라인은, 상기 주동력 시스템의 하나 이상의 컴프레서와 상기 재생 열교환기의 고압부 사이에 위치한 곳으로부터 연장되어 상기 가스 출구와 상기 송풍기의 입구 사이에서 상기 연료처리 및 저장 시스템에 연결되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  8. 구형체 출구와 구형체 입구를 포함하는 페블 베드 원자로와;
    상기 원자로의 구형체 출구와 연결되는 구형체 입구 및 상기 원자로의 구형체 입구와 연결되는 구형체 출구를 구비하는 구형체 유동경로가 형성된 연료처리 및 저장 시스템을 구비하는 원자력 발전소의 작동 방법으로서,
    상기 구형체 유동경로의 상기 구형체 입구의 압력이 상기 원자로의 상기 구형체 출구의 압력보다 높고 상기 구형체 유동경로의 상기 구형체 출구의 압력이 상기 원자로의 구형체 입구의 압력보다 높도록 상기 구형체 유동경로에 압력을 가하여 상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 가스의 누설 흐름을 발생시키도록 상기 연료처리 및 저장 시스템에 압력을 가하는 단계를 포함하고,
    상기 원자력 발전소는 상기 원자로가 일부를 형성하는 폐루프 주동력 시스템을 포함하고,
    상기 연료처리 및 저장 시스템으로부터 상기 원자로로 누출되는 가스를 대체하기 위하여 상기 주동력 시스템으로부터 상기 연료처리 및 저장 시스템으로 가스를 공급하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 가스는 상기 주동력 시스템에서 상기 가스의 압력이 최대인 지점으로부터 공급되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  10. 제9항에 있어서,
    상기 원자로의 냉매의 압력 변화가 연료처리 및 저장 시스템으로 전달되는 것을 감쇠시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  11. 제8항에 있어서,
    상기 연료처리 및 저장 시스템에 압력을 가하는 단계는,
    상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 구형체가 이동하도록 하기 위해 상기 구형체 유동경로의 적어도 일부분을 따라 가스가 흐르도록 상기 구형체 유동경로에 가압된 가스를 공급하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  12. 제11항에 있어서,
    상기 구형체 유동경로는 가스 입구와 가스 출구를 구비하고,
    상기 가압된 가스를 공급하는 단계는, 송풍기의 입구로부터 상기 가스 출구로 가스를 공급하고, 상기 구형체 유동경로로부터 상기 가스 출구를 통해 상기 송풍기의 출구로 가스를 공급하여 상기 구형체 유동경로를 따라 상기 가스 출구로부터 상기 원자로의 구형체 입구를 향한 가스의 흐름을 형성하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  13. 제12항에 있어서,
    상기 가스 입구는 상기 구형체 유동경로의 구형체 입구와 이격되어 배치되고, 상기 구형체 유동경로로 들어온 구형체가 중력의 영향하에서 상기 구형체 유동경로의 구형체 입구부터 상기 가스 입구까지 이동하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 작동 방법.
  14. 삭제
  15. 삭제
  16. 삭제
KR1020087002852A 2006-02-09 2007-02-08 페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소 KR101461678B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ZA2006/01183 2006-02-09
ZA200601183 2006-02-09
PCT/IB2007/050413 WO2007091220A1 (en) 2006-02-09 2007-02-08 Nuclear plant with a pebble bed nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20080091751A KR20080091751A (ko) 2008-10-14
KR101461678B1 true KR101461678B1 (ko) 2014-11-13

Family

ID=38134577

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020087002852A KR101461678B1 (ko) 2006-02-09 2007-02-08 페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소

Country Status (8)

Country Link
US (2) US20080298534A1 (ko)
EP (1) EP1982336B1 (ko)
JP (1) JP5389452B2 (ko)
KR (1) KR101461678B1 (ko)
CN (1) CN101331555B (ko)
CA (1) CA2625618C (ko)
WO (1) WO2007091220A1 (ko)
ZA (1) ZA200711168B (ko)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130287162A1 (en) * 2009-11-03 2013-10-31 Korea Advanced Institute Of Science And Technology Integrated process for water-hydrogen-electricity nuclear gas-cooled reactor
FR2956773B1 (fr) * 2010-02-24 2012-03-23 Commissariat Energie Atomique Installation de production d'energie a partir d'un reacteur nucleaire rapide a gaz
CN101814325B (zh) * 2010-04-09 2012-09-26 吕应中 在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法
CN103578575B (zh) * 2012-07-25 2016-08-31 李正蔚 球形燃料反应堆
US9793010B2 (en) 2015-02-19 2017-10-17 X-Energy, Llc Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same
US10522255B2 (en) 2015-02-19 2019-12-31 X-Energy, Llc Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same
US11508488B2 (en) 2020-09-10 2022-11-22 Battelle Energy Alliance, Llc Heat transfer systems for nuclear reactor cores, and related systems

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20030019465A (ko) * 2000-06-29 2003-03-06 에스콤 원자력 발전소
WO2003043025A1 (en) * 2001-11-16 2003-05-22 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Nuclear power plant with a gas cooled reactor

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2975116A (en) * 1946-10-08 1961-03-14 Daniels Farrington Neutronic reactor
US2959574A (en) * 1958-02-17 1960-11-08 American Cyanamid Co Water-soluble reaction composition of hydroxylamine with acrylamide-acrylonitrile copolymer
GB2070108B (en) * 1980-02-14 1984-02-08 Elf Aquitaine Drilling and/or completion muds
DE3040606A1 (de) * 1980-10-29 1982-05-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Seitenreflektor fuer kernreaktoranlagen
FR2536383A1 (fr) * 1982-11-24 1984-05-25 Elf Aquitaine Procede et produit pour l'empechement de l'entartrage par des eaux
US4767540A (en) * 1987-02-11 1988-08-30 American Cyanamid Company Polymers containing hydroxamic acid groups for reduction of suspended solids in bayer process streams
JP2634657B2 (ja) * 1987-02-26 1997-07-30 マサチユセツツ・インスチチユート・オブ・テクノロジー 第一級アミド重合体からのヒドロキサム酸重合体の製造法
US4810296A (en) * 1988-02-16 1989-03-07 American Cyanamid Company Hydroxamated polymers as additives for retarding the rate of set of hydraulic cement compositions
US4868248A (en) * 1989-03-22 1989-09-19 Nalco Chemical Company Polyhydroxyamic acid polymers from polyacrylic acids
AU643899B2 (en) * 1991-07-24 1993-11-25 Nalco Chemical Company Hydroxamic acid containing polymers used as corrosion inhibitors
WO2002001576A1 (en) * 2000-06-29 2002-01-03 Eskom Nuclear reactor of the pebble bed type
US20040146135A1 (en) * 2001-05-23 2004-07-29 Frank Curtolo Device for slowing down spherical elements in a pebble bed nuclear reactor
WO2004038267A1 (en) * 2002-10-25 2004-05-06 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Flow control device
US7403585B2 (en) * 2004-07-01 2008-07-22 Battelle Energy Alliance, Llc Optimally moderated nuclear fission reactor and fuel source therefor
US20060050835A1 (en) * 2004-09-03 2006-03-09 Bazant Martin Z Bi-disperse pebble-bed nuclear reactor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20030019465A (ko) * 2000-06-29 2003-03-06 에스콤 원자력 발전소
WO2003043025A1 (en) * 2001-11-16 2003-05-22 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Nuclear power plant with a gas cooled reactor

Also Published As

Publication number Publication date
ZA200711168B (en) 2008-12-31
JP2009526218A (ja) 2009-07-16
EP1982336A1 (en) 2008-10-22
JP5389452B2 (ja) 2014-01-15
US20080298534A1 (en) 2008-12-04
US8817940B2 (en) 2014-08-26
CA2625618C (en) 2015-04-14
WO2007091220A1 (en) 2007-08-16
US20120230458A1 (en) 2012-09-13
EP1982336B1 (en) 2013-04-24
KR20080091751A (ko) 2008-10-14
CN101331555A (zh) 2008-12-24
CN101331555B (zh) 2012-04-18
CA2625618A1 (en) 2007-08-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101461678B1 (ko) 페블 베드 원자로를 구비한 원자력 발전소
CN101999149B (zh) 用于核反应堆的被动应急给水系统
JP2014527632A (ja) 崩壊熱を利用するバックアップ用原子炉補助電源
CN112164482B (zh) 一种安全壳热工水力综合试验装置
CN101720488B (zh) 在应急系统的闭合回路中使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
KR20120086358A (ko) 고온 가스 냉각로 증기 발전 시스템 및 방법
KR101463441B1 (ko) 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통
Ming et al. Control strategies and transient characteristics of a 5MWth small modular supercritical CO2 Brayton-cycle reactor system
KR101629657B1 (ko) 초소형 발전 모듈
Xu et al. High temperature reactor development in China
US20160042817A1 (en) Emergency Cooling System for Improved Reliability for Light Water Reactors
JP2007107907A (ja) 高温ガス炉システム及び中間熱交換システム
KR20160097157A (ko) 초소형 발전 모듈
KR101456575B1 (ko) 내장형 붕산주입 시스템
Sato et al. Control Strategies for VHTR Gas-Turbine System With Dry Cooling
Olson et al. The Fort St. Vrain high temperature gas-cooled reactor: V. Steam system performance tests
Staudt Design study of an MGR direct Brayton-cycle power plant
KR102531725B1 (ko) 원자력 발전소와 연계된 액화공기 에너지 저장장치 시스템
Sungur et al. CALCULATION OF RELIABILITY ON JUSTIFICATION COOLING OF THE VVER-1200 CORE DURING THE OPERATION OF PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM THROUGH STEAM GENERATOR
Kugeler et al. Components of the Helium Cycle
JP2015169076A (ja) 可搬式圧縮機、及び可搬式圧縮機の使用方法
Riedel Large-systems improvement studies
Sato et al. ICONE23-1459 HTTR DEMONSTRATION PROGRAM FOR NUCLEAR COGENERATION OF HYDROGEN AND ELECTRICITY
Amirjanyan et al. Analysis of primary side feed and bleed operation at Armenian NPP unit 2
Vrable et al. HTS thermal storage peaking plant

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E90F Notification of reason for final refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20171027

Year of fee payment: 4