KR101520740B1 - Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel - Google Patents

Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel Download PDF

Info

Publication number
KR101520740B1
KR101520740B1 KR1020140019484A KR20140019484A KR101520740B1 KR 101520740 B1 KR101520740 B1 KR 101520740B1 KR 1020140019484 A KR1020140019484 A KR 1020140019484A KR 20140019484 A KR20140019484 A KR 20140019484A KR 101520740 B1 KR101520740 B1 KR 101520740B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
reactor
cooling water
vessel
safety protection
steam
Prior art date
Application number
KR1020140019484A
Other languages
Korean (ko)
Inventor
이성재
박현식
송철화
김연식
Original Assignee
한국원자력연구원
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 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020140019484A priority Critical patent/KR101520740B1/en
Application granted granted Critical
Publication of KR101520740B1 publication Critical patent/KR101520740B1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear 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)

Abstract

The present invention relates to a self cooling passive reactor capable of passively cooling heat which is transiently generated without a separate control indication when a reactor is abnormal. The purpose of the present invention is to provide the self cooling passive reactor which is suitable for a small reactor and is rapidly cooled without the separate control indication when the reactor is damaged by comprising a safety system with a complete passive method.

Description

안전 보호 용기 상의 열교환 계통을 갖는 자기 냉각 피동 원자로 {Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel}BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention [0001] The present invention relates to a self-cooling passive reactor having a heat exchange system on a safety protection vessel,

본 발명은 원자로 이상 발생 시 별도의 제어 지시 없이 피동적으로 과도 발생된 열을 냉각할 수 있도록 형성되는 자기 냉각 피동 원자로에 관한 것이다.The present invention relates to a self-cooled driven reactor which is formed so as to cool passively generated heat without generating any control instruction when a reactor failure occurs.

원자력 발전은 핵분열 시 발생되는 에너지를 이용해 터빈을 돌려 전기 에너지를 생산하는 방식으로 이루어진다. 도 1은 일반적인 원자력 발전의 원리를 간략하게 도시하고 있다. 압력 용기(또는 원자로 용기라고 칭함)내의 핵연료가 핵분열함에 의하여 엄청난 열에너지가 발생되는데, 이 열에너지는 압력 용기 내의 열교환매체로 전달되며, 열교환매체는 도 1에 진한 화살표로 표시된 바와 같이 압력 용기로부터 배출되어 열교환기를 거쳐 다시 압력 용기로 유입되는 방향으로 순환된다. 열교환매체가 가지고 있는 열에너지는 열교환기를 통과하면서 증기 발생기로 전달되며, 증기 발생기 내의 물은 열에너지에 의하여 고온 고압의 증기로 상변화를 일으킨다. 이와 같이 발생된 고온 고압의 증기는 도 1의 연한 화살표로 표시된 바와 같이 터빈으로 공급되며, 이 증기의 힘에 의하여 터빈이 회전하며, 터빈과 연결되어 있는 발전기도 함께 회전함으로써 발전이 이루어진다. 터빈을 회전시킴으로써 에너지를 상실한 증기는 다시 상변화를 일으켜 물이 되는데, 이 물은 도 1의 연한 화살표로 표시된 바와 같이 증기 발생기로 재유입됨으로써 역시 순환이 이루어지게 된다.
Nuclear power is generated by rotating the turbine using the energy generated during the fission process to produce electrical energy. Figure 1 briefly illustrates the principle of nuclear power generation in general. The nuclear fission of the fuel in the pressure vessel (or reactor vessel) results in enormous thermal energy that is transferred to the heat exchange medium in the pressure vessel and the heat exchange medium is discharged from the pressure vessel as indicated by the solid arrow in Figure 1 And then circulated in the direction of entering the pressure vessel again through the heat exchanger. The heat energy of the heat exchange medium is transferred to the steam generator while passing through the heat exchanger, and the water in the steam generator causes the phase change by the high temperature and high pressure steam due to heat energy. The generated high-temperature and high-pressure steam is supplied to the turbine as shown by the soft arrow in FIG. 1, and the turbine is rotated by the steam, and the generator connected to the turbine rotates together to generate electricity. The steam, which lost its energy by rotating the turbine, is again caused to undergo phase change to become water, which is again recirculated to the steam generator as indicated by the soft arrow in FIG.

도 1은 원자력 발전의 주체가 되는 계통들만이 도시되었으나, 실제로는 원자로에는 필수적으로 안전 계통이 구비된다. 앞서 설명한 바와 같이 원자로가 작동할 때에는 매우 높은 열이 발생하게 되는데, 이러한 고열 환경은 매우 높은 위험성을 내포하여 원자로 손상 발생 시 대형 사고를 유발할 수도 있기 때문이다. 따라서 원자로의 손상이 발생했을 경우 원자로를 급속히 냉각해 주기 위한 안전 계통이 필수적으로 구비되어야만 하는 것이다. 도 2는 이러한 종래의 안전 계통의 다양한 예시를 도시하고 있다. (참고적으로 도 2의 원자로는 도 1의 원자로와 약간 다른 구성으로, 증기 발생기가 직접 압력 용기 내에 구비되는 형태이다.)Although FIG. 1 shows only the systems that are the subject of nuclear power generation, in reality, a safety system is necessarily provided in the reactor. As described above, when a reactor is operated, very high heat is generated. Such a high temperature environment is very dangerous and may cause a serious accident when a reactor damage occurs. Therefore, in case of damage to the reactor, a safety system for rapidly cooling the reactor must be provided. Fig. 2 shows various examples of such conventional safety systems. (For reference, the reactor of FIG. 2 is slightly different from the reactor of FIG. 1, in which the steam generator is provided directly in the pressure vessel.)

도 2에서 피동잔열제거(PRHR) 계통은 다음과 같이 동작한다. 원자로에 문제가 발생하였을 때 증기 발생기에서는 평상시보다 지나치게 고온 고압의 증기가 발생하게 된다. 평상시에는 증기 발생기에서 발생된 증기를 터빈으로 보내게 되는데, 이러한 원자로 문제 발생 시에는 이 증기를 터빈으로 보내는 대신 피동잔열제거(PRHR) 계통으로 우회시켜서 증기가 가진 과도한 열에너지를 제거하게 된다.In Fig. 2, the driven residual heat removal (PRHR) system operates as follows. When a problem occurs in the reactor, the steam generator generates steam at a higher temperature and pressure than usual. Normally, the steam generated by the steam generator is sent to the turbine. In case of reactor trouble, the steam is bypassed to the turbine, instead of the turbine, and the excess heat energy is removed.

도 2에서 노심보충수탱크(CMT)는 다음과 같이 동작한다. 원자로 압력 용기에 손상이 생기면 압력 용기 내 열교환매체가 누출되며, 이에 따라 압력 용기 내 열교환매체의 수위가 낮아지게 된다. 그런데 이 열교환매체는 핵연료의 핵분열 시 발생되는 열에너지를 흡수해 주는 역할을 하기 때문에, 열교환매체의 수위가 어느 이하로 내려가 충분히 열에너지를 흡수해 주지 못할 경우 핵연료, 제어봉 등이 고온을 견디지 못하고 녹아버리는 문제가 발생할 수 있다. 이러한 문제를 방지하기 위해, 압력 용기 내 열교환매체의 누출이 발생하면 노심보충수탱크(CMT)에 수용되어 있던 보충수(즉 열교환매체)가 압력 용기 내로 공급되어 보충됨으로써 적정 수위를 유지할 수 있도록 해 준다.In Fig. 2, the core replenishment water tank CMT operates as follows. When the reactor pressure vessel is damaged, the heat exchange medium in the pressure vessel leaks, thereby lowering the level of the heat exchange medium in the pressure vessel. However, since this heat exchange medium absorbs the heat energy generated during the nuclear fission of the nuclear fuel, when the water level of the heat exchange medium is lowered and the heat energy can not be sufficiently absorbed, the fuel and the control rod can not withstand the high temperature and melt May occur. In order to prevent such a problem, when leakage of the heat exchange medium in the pressure vessel occurs, the makeup water (that is, the heat exchange medium) contained in the core makeup water tank (CMT) is supplied into the pressure vessel and replenished so that the proper water level can be maintained give.

도 2에서 안전주입펌프(SI pump)는 다음과 같이 동작한다. 앞서 설명한 바와 같이 원자로에 이상이 생길 경우 압력 용기에서 열교환매체가 누출되는데, 그 중 상당량이 고열로 인하여 증기 형태로 누출되게 된다. 이렇게 증기 형태로 누출된 열교환매체는 격납 용기의 천장, 벽면 등에 접촉하여 응축되며, 따라서 벽면을 타고 열교환매체가 흘러내려오게 된다. 안전주입펌프(SI pump)는 이처럼 누출 및 응축되어 벽면으로 흘러내리는 열교환매체를 모아서 다시 압력 용기로 재유입시켜 줌으로써, 노심보충수탱크(CMT)와 같이 압력 용기 내 열교환매체가 적정 수위를 유지할 수 있도록 해 준다.In Fig. 2, the safety injection pump (SI pump) operates as follows. As described above, when a reactor abnormality occurs, the heat exchange medium leaks from the pressure vessel, and a considerable amount of the heat exchange medium leaks out in the form of vapor due to the high temperature. The heat exchange medium leaking in the form of vapor is condensed in contact with the ceiling, walls, etc. of the containment vessel, and thus the heat exchange medium flows down the wall surface. The SI pump can collect the heat exchange medium that leaks and condenses as it flows down to the wall, and then re-flows it back into the pressure vessel. As a result, the heat exchange medium in the pressure vessel can maintain the proper water level, such as the core replenishment water tank (CMT) It is.

이처럼 종래의 안전 계통 구성은 원자로 용기 내에 수용된 냉각수를 외부로 순환시키는 구성(ex. 피동잔열제거(PRHR) 계통 등), 외부에 별도 수용되어 있던 냉각수를 용기 내로 공급해 주는 구성(ex. 노심보충수탱크(CMT), 안전주입펌프(SI pump) 등) 등으로 이루어진다. 그런데 원자로 손상 발생과 같은 급박한 사고 순간에 이러한 안전 계통이 별도의 제어 지시를 받아야 작동이 이루어지도록 구성될 경우, 제어 계통의 손상으로 인하여 오작동이 발생함으로써 안전 계통이 제대로 작동하지 못하게 되거나, 또는 원자로 운전 실무자가 제시간에 제어 지시를 내리지 못하게 되는 등의 위험 요소가 많기 때문에, 안전 계통 구성은 피동식으로 이루어지는 것이 매우 바람직하다. 이러한 피동식 안전 계통 구성 기술은 미국특허공개 제2009-0129530호("PASSIVE EMERGENCY FEEDWATER SYSTEM"), 한국특허공개 제2009-0021722호("고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치"), 한국특허공개 제2002-0037105호("원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과 장치") 등과 같이 매우 다양하게 개시되어 있다.In the conventional safety system configuration, the cooling water contained in the reactor vessel is circulated to the outside (eg, a PRHR system), a structure that supplies cooling water separately accommodated to the outside of the reactor (for example, A tank (CMT), a safety injection pump (SI pump), etc.). However, when the safety system is configured to perform the operation under the separate control instruction at the moment of an emergency such as the occurrence of the reactor damage, the safety system may not operate properly due to the malfunction due to the damage of the control system, It is highly desirable that the safety system configuration is of a moving type because there are many risk factors such as a driver's failure to give a control instruction in time. This type of safety system construction technique is disclosed in U.S. Patent Publication No. 2009-0129530 ("PASSIVE EMERGENCY FEEDWATER SYSTEM"), Korean Patent Publication No. 2009-0021722 (" Quot;), Korean Patent Laid-Open Publication No. 2002-0037105 ("Emergency core cooling method and apparatus using a reactor protection vessel and a compression tank"), and the like.

한편 최근 소형 원자로에 대한 필요가 대두되고 있다. 국내와 같은 경우 인구 밀도가 높아 발전 시설에서 생산된 전력을 필요 지역까지 전송하는 것이 상대적으로 용이하지만, 사막 지대가 많은 국가 등과 같이 대지 면적에 비해 인구 밀도가 낮아 인구 집중 현상이 심한 경우에는 전송되는 과정에서의 전력의 과다 손실, 전력 전송 설비 비용 과다 상승 등과 같은 여러 문제가 있다. 따라서 이러한 환경에서는 초대형 발전 시설을 갖추어 전력을 분산 전송시키는 것보다는, 인구가 집중된 지역 근처에 소형의 발전 시설을 갖추는 것이 경제적으로 훨씬 유리하다.On the other hand, there is a need for a small reactor recently. It is relatively easy to transfer the electricity generated by the power generation facilities to the required area due to the high population density in the case of Korea, but it is transmitted when the concentration of the population is low due to the low population density compared with the land area, Excessive power loss during the process, excessive power transmission equipment cost, and the like. Therefore, it is economically more advantageous to have a small-sized power generation facility in a population-concentrated area, rather than having a very large power generation facility to distribute power in such an environment.

그런데 종래에는 원자로의 대형화와 관련된 연구에 치중한 경향이 있었으며, 이에 따라 원자로의 안전 계통 역시 대형 원자로에 적합한 형태로 개발 및 사용되었다. 도 2의 예시에 나타난 피동잔열제거(PRHR) 계통, 노심보충수탱크(CMT), 안전주입펌프(SI pump) 구성 등도 사실상 대형 원자로에 적합한 형태이다. 그런데 이러한 대형 원자로에 적합한 안전 계통 구성을 소형 원자로에 적용할 경우, 설치 공간이 부족하거나 충분한 효율을 얻을 수 없는 등의 문제가 있어, 소형 원자로에 적용하기에 적합한 원자로의 안전 계통의 개발이 필요하다.
In the past, however, there was a tendency to concentrate on research related to the enlargement of nuclear reactors, and accordingly, the safety system of reactors was developed and used in a form suitable for large reactors. (PRHR) system, a core replenishment tank (CMT), a SI pump configuration, and the like shown in the example of FIG. 2 are also in a form suitable for a large reactor. However, when a safety system configuration suitable for such a large reactor is applied to a small reactor, there is a problem that the installation space is insufficient or sufficient efficiency can not be obtained. Therefore, it is necessary to develop a reactor safety system suitable for application to a small reactor .

1. 미국특허공개 제2009-0129530호("PASSIVE EMERGENCY FEEDWATER SYSTEM")1. United States Patent Application Publication No. 2009-0129530 ("PASSIVE EMERGENCY FEEDWATER SYSTEM") 2. 한국특허공개 제2009-0021722호("고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치")2. Korean Patent Laid-Open Publication No. 2009-0021722 ("air / water combined passive reactor co-cooling device for removing residual heat of core in hot gas furnace") 3. 한국특허공개 제2002-0037105호("원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과 장치")3. Korean Patent Publication No. 2002-0037105 ("Emergency core cooling method and apparatus using reactor protection vessel and compression tank")

따라서, 본 발명은 상기한 바와 같은 종래 기술의 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 본 발명의 목적은 안전 계통이 완전 피동식으로 이루어짐으로써 원자로 손상 발생 시 별도의 제어 지시가 필요 없이 신속한 냉각이 이루어질 수 있도록 하며, 또한 소형 원자로에 적용하기 적합한 자기 냉각 피동 원자로를 제공함에 있다.
SUMMARY OF THE INVENTION Accordingly, the present invention has been made keeping in mind the above problems occurring in the prior art, and it is an object of the present invention to provide a safety system in which a safety system is completely driven, And also to provide a self-cooled driven reactor suitable for application to small reactors.

상기한 바와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로는, 원자로 노심(111); 상기 원자로 노심(111)에 하단부가 상하 이동 가능하게 삽입되는 원자로 출력 제어봉(112); 외부와 밀폐되도록 형성되어 냉각수를 수용하며, 상기 원자로 노심(111)이 최하측에 배치되고 상기 원자로 출력 제어봉(112) 상단부 일부가 외부로 노출되도록 상기 원자로 노심(111) 및 상기 원자로 출력 제어봉(112)이 그 내부에 구비되는 원자로 용기(113); 외부와 밀폐되도록 형성되어 내부가 진공으로 형성되며, 상기 원자로 용기(113)가 그 내부에 구비되는 안전 보호 용기(114); 수조 형태로 형성되어 냉각수가 수용되며, 상기 안전 보호 용기(114)가 냉각수 수중에 배치되도록 구비되는 냉각수조(115); 상기 원자로 용기(113) 내부에 구비되어, 상기 원자로 용기(113) 내 냉각수로부터 열을 전달받아 그 내부에 유통되는 열교환매체를 증발시켜 증기관(116a)으로 배출하여 터빈을 작동시키고, 터빈을 작동시킨 후 응축된 열교환매체를 급수관(116b)으로 공급받도록 이루어지는 증기 발생기(116); 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체에 구비되어, 상기 안전 보호 용기(114) 내 열에너지를 상기 냉각수조(115) 내 냉각수와 열교환시켜 배출시키는 안전 보호 용기 상 열교환기(150); 를 포함하여 이루어질 수 있다.According to an aspect of the present invention, there is provided a self-cooled driven nuclear reactor including: a reactor core; A reactor output control rod 112 into which a lower end portion is vertically movably inserted into the reactor core 111; The reactor core 111 and the reactor output control rod 112 are arranged to be hermetically sealed to the outside so that the reactor core 111 is disposed on the lowermost side and a part of the upper end of the reactor output control rod 112 is exposed to the outside. A reactor vessel 113 provided therein; A safety protection container (114) formed in the inside of the vacuum container so as to be hermetically sealed with the outside and having the inside of the reactor container (113); A cooling water tank 115 formed in a water tank and accommodating cooling water, the safety protection vessel 114 being arranged to be disposed in the water of cooling water; The heat exchange medium is provided inside the reactor vessel 113 and receives heat from the cooling water in the reactor vessel 113 to evaporate the heat exchange medium flowing therein and discharge the heat exchange medium to the steam tube 116a to operate the turbine, A steam generator 116 configured to receive the condensed heat exchange medium from the water supply pipe 116b; A safety protection vessel-based heat exchanger (150) provided on a wall of the safety protection vessel (114) for heat-exchanging heat energy in the safety protection vessel (114) with cooling water in the cooling water tank (115); . ≪ / RTI >

이 때 상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는, 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체 내측 또는 외측에 밀접 구비되며, 상기 냉각수조(115)와 연통되어 상기 냉각수조(115) 내의 냉각수가 유통되는 유로(151)를 포함하여 이루어질 수 있다.At this time, the heat-exchanger 150 on the safety protection container is closely installed inside or outside the wall of the safety protection container 114, and the cooling water in the cooling water tank 115 communicates with the cooling water tank 115, And a flow path 151 formed at a lower portion of the flow path.

또한 이 때 상기 유로(151)는, 상기 안전 보호 용기(114)와 별도의 부품으로 형성되어 상기 안전 보호 용기(114)에 부착 구비되거나, 또는 상기 안전 보호 용기(114) 일부가 함몰된 형태로서 상기 안전 보호 용기(114)와 일체화되어 형성될 수 있다.In this case, the flow path 151 may be formed as a separate part from the safety protection container 114 and attached to the safety protection container 114, or a part of the safety protection container 114 may be recessed And may be formed integrally with the safety protection container 114.

또한 상기 유로(151)는, 사행 구조(turning structure)로 형성되거나, 서로 평행하게 배치되는 다수 개의 튜브를 포함하여 이루어지거나, 상기 안전 보호 용기(114)의 측면을 둘러싸는 다수 개의 링 형태의 튜브를 포함하여 이루어지거나, 상기 안전 보호 용기(114)의 측면을 둘러싸는 나선 형태로 이루어질 수 있다.The passage 151 may include a plurality of tubes formed in a turning structure or disposed in parallel with each other, or may include a plurality of ring-shaped tubes surrounding the side surfaces of the safety protection container 114 Or may be in the form of a spiral that surrounds the sides of the safety guard vessel 114.

또한 상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는, 사행 구조 또는 서로 평행한 튜브들로 이루어지는 상기 유로(151) 사이에 개재 구비되는 다수 개의 핀(152)을 더 포함하여 이루어질 수 있다.
The heat exchanger 150 on the safety protection container may further include a plurality of fins 152 interposed between the flow paths 151 formed of a meandering structure or parallel tubes.

본 발명에 의하면, 안전 계통이 완전 피동식으로 이루어짐으로써 원자로 손상 발생 시 별도의 제어 지시가 필요 없이 신속한 냉각이 이루어질 수 있도록 하여 사고 위험성을 최소화시켜 줄 수 있는 효과가 있다. 또한 본 발명은, 종래와는 달리 안전 계통을 포함한 열교환 계통이 컴팩트한 구성으로 이루어짐으로써 원자로 부피를 크게 줄일 수 있는 효과가 있으며, 이러한 효과에 따라 소형 원자로에 적용하기에 매우 적합하다는 큰 장점이 있다.According to the present invention, since the safety system is completely driven, rapid cooling can be performed without any separate control instruction when a reactor damage occurs, thereby minimizing the risk of accidents. In addition, unlike the prior art, the present invention has a compact heat exchanging system including a safety system, which can significantly reduce the volume of the reactor, and is thus very suitable for application to small reactors .

또한 본 발명은, 원자로 용기의 상부 및 하부에 역압 안전 밸브가 구비되어 있도록 하여, 원자로 이상 발생 시 별도의 제어 지시 없이도 역압 안전 밸브가 자동 개방되며 이에 따라 원자로 용기 내 과도 압력의 원인이 되는 증기를 배출하고 안전 보호 용기 내 수용된 냉각수가 원자로 용기로 유입되어 자연 순환이 이루어지도록 함으로써, 원자로 용기가 자연 순환에 의하여 냉각될 수 있도록 하는 큰 효과가 있다.In addition, the present invention provides a back pressure relief valve at the top and bottom of the reactor vessel so that the back pressure relief valve is automatically opened without a separate control instruction when a reactor abnormality occurs and thus the steam causing the transient pressure in the reactor vessel And the cooling water accommodated in the safety protection container is introduced into the reactor vessel to perform the natural circulation, so that the reactor vessel can be cooled by the natural circulation.

또한 본 발명은, 원자로 용기 내 증기 발생기에 연결되는 증기관 및 급수관에 연결되는 보조 열교환 계통을 가지도록 하여, 원자로 이상 발생 시 별도의 제어 지시 없이도 증기관으로 과도한 고온 고압의 증기가 배출되지 못하도록 기계적 밸브 구성에 의하여 자동 격리되도록 하며 또한 이 고온 고압의 증기를 보조 열교환기로 우회시켜 잔열을 제거하도록 함으로써, 원자로 이상 발생으로 인한 과도한 잔열을 효과적으로 제거할 수 있도록 하는 큰 효과가 있다.The present invention also provides a steam valve connected to the steam generator in the reactor vessel and an auxiliary heat exchange system connected to the steam supply pipe so as to prevent excessive high temperature and high pressure steam from being discharged to the steam pipe without a separate control instruction And the steam is bypassed to the auxiliary heat exchanger to remove the residual heat. Thus, there is a great effect that the excessive residual heat due to the reactor abnormality can be effectively removed.

또한 본 발명은, 냉각수를 수용하는 냉각수 탱크가 안전 보호 용기 내에 구비되어 있도록 하여, 원자로 이상 발생 시 파열판이 파열됨으로써 냉각수가 원자로 용기에 직접 쏟아져 공급되도록 이루어짐으로써, 원자로 용기가 즉시 직접적으로 냉각될 수 있도록 하여 신속하게 위험에 대처할 수 있게 하는 큰 효과가 있다.Further, the present invention is characterized in that a cooling water tank for containing cooling water is provided in the safety protection container so that the rupture plate ruptures when a reactor failure occurs, so that the cooling water is directly poured into the reactor vessel to be supplied, So that it is possible to cope with the risk quickly.

또한 본 발명은, 안전 보호 용기 상에 열교환기가 구비되어 있도록 하여, 원자로 이상 발생 시 발생하는 과도한 열에너지가 안전 보호 용기 상의 열교환기에 의하여 외부의 냉각수조 내 냉각수로 신속하게 열교환 배출될 수 있도록 함으로써, 단순한 구성임에도 매우 효과적으로 원자로 용기의 냉각을 달성할 수 있는 큰 효과가 있다.
The present invention also provides a heat exchanger on the safety protection vessel so that excessive heat energy generated when a reactor abnormality occurs can be quickly exchanged with the cooling water in the external cooling water tank by the heat exchanger on the safety protection vessel, There is a great effect that the cooling of the reactor vessel can be achieved very effectively even in the configuration.

도 1은 일반적인 원자력 발전 원리.
도 2는 종래의 안전 계통의 다양한 예시.
도 3은 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로.
도 4는 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로의 작동 원리.
도 5는 역압 안전 밸브의 실시예.
도 6은 보조 열교환 계통의 실시예.
도 7은 파열 냉각수 탱크의 실시예.
도 8은 안전 보호 용기 상 열교환 계통의 실시예.Fig. 1 shows a general principle of nuclear power generation.
2 shows various examples of conventional safety systems.
3 is a self-cooled driven reactor of the present invention.
4 is a working principle of the self-cooled driven reactor of the present invention.
5 is an embodiment of a back pressure safety valve.
6 shows an embodiment of an auxiliary heat exchange system.
7 is an embodiment of a bursting cooling water tank;
8 shows an embodiment of a heat exchange system on a safety protection vessel.

이하, 상기한 바와 같은 구성을 가지는 본 발명에 의한 자기 냉각 피동 원자로를 첨부된 도면을 참고하여 상세하게 설명한다.
Hereinafter, a self-cooled driven nuclear reactor according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

도 3은 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로를, 도 4는 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로의 작동 원리를 각각 도시하고 있다. 먼저 도 3 및 도 4를 통해 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로의 기본적인 구성 및 작동 원리를 설명한다.
FIG. 3 shows the self-cooled driven reactor of the present invention, and FIG. 4 shows the operating principle of the self-cooled driven reactor of the present invention, respectively. First, the basic construction and operation principle of the self-cooled driven nuclear reactor of the present invention will be described with reference to FIGS. 3 and 4. FIG.

본 발명의 자기 냉각 피동 원자로(100)의 동작 계통에 대하여 먼저 설명하면 다음과 같다. 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로(100)의 동작 계통은, 원자로 노심(111), 원자로 출력 제어봉(112), 원자로 용기(113), 안전 보호 용기(114), 냉각수조(115), 증기 발생기(116)을 포함하여 이루어진다.The operation of the self-cooled driven nuclear reactor 100 of the present invention will be described first. The operating system of the self-cooled driven nuclear reactor 100 of the present invention includes a reactor core 111, a reactor output control rod 112, a reactor vessel 113, a safety protection vessel 114, a cooling water tank 115, 116).

상기 원자로 노심(111)은 원자로의 중심부로서, 핵연료의 원자핵이 중성자와 결합해 둘로 쪼개지는 핵분열을 일으키며 열에너지가 발생되는 부분이다. 즉 일반적으로 상기 원자로 노심(111)이란 바로 원자로의 핵연료인 연료봉 다발을 일컫는다.The reactor core 111 is a central portion of a nuclear reactor, in which a nucleus of a nuclear fuel is combined with a neutron to cause a nuclear fission, which generates heat energy. That is, the reactor core 111 generally refers to a bundle of fuel rods that is a nuclear fuel of the reactor.

상기 원자로 출력 제어봉(112)은 상기 원자로 노심(111)에 하단부가 상하 이동 가능하게 삽입 구비된다. 상기 원자로 출력 제어봉(112)은 핵연료의 핵분열 정도를 조절하여 줌으로써, 즉 궁극적으로는 상기 원자로(100)의 출력 자체를 제어하는 역할을 하게 된다.The reactor output control rod 112 is inserted into the reactor core 111 so that the lower end thereof can move up and down. The reactor output control rod 112 controls the output of the reactor 100 by adjusting the degree of nuclear fission of the nuclear fuel, ultimately.

상기 원자로 용기(113)는 외부와 밀폐되도록 형성되어 상기 원자로 노심(111) 및 상기 원자로 출력 제어봉(112)을 수용한다. 상기 원자로 노심(111)은 상기 원자로 용기(113)의 최하측에 배치되며, 상기 원자로 출력 제어봉(112)은 상하 이동이 가능하도록 제어되어야 하기 때문에 상단부 일부가 상기 원자로 용기(113)의 외부로 노출되도록 구비된다. 이 때 상기 원자로 용기(113) 내에는 냉각수가 수용되어, 상기 원자로 노심(111)에서 발생되는 열에너지가 냉각수에 흡수되도록 한다. 냉각수는 상기 원자로 노심(111)에서 발생되는 열에너지를 흡수함으로써 상기 원자로 노심(111)을 냉각하는 역할을 할 뿐 아니라, 냉각수가 흡수한 열을 외부로 전달함으로써 궁극적으로 발전이 이루어지도록 하는 열교환매체의 역할을 한다(이에 대해서는 이하 증기 발생기(116) 부분에서 보다 상세히 설명한다).The reactor vessel 113 is hermetically sealed to the outside to receive the reactor core 111 and the reactor output control rod 112. The reactor core 111 is disposed at the lowermost side of the reactor vessel 113 and the reactor output control rod 112 is controlled to be movable up and down so that a part of the upper end thereof is exposed to the outside of the reactor vessel 113 Respectively. At this time, cooling water is received in the reactor vessel 113, so that the thermal energy generated in the reactor core 111 is absorbed into the cooling water. The cooling water serves not only to cool the reactor core 111 by absorbing the heat energy generated in the reactor core 111 but also to transfer the heat absorbed by the cooling water to the outside to ultimately generate electricity. (This will be described in more detail below in the section of the steam generator 116).

상기 안전 보호 용기(114)는 외부와 밀폐되도록 형성되어 상기 원자로 용기(113)를 그 내부에 구비함으로써, 상기 원자로 용기(113)에서 발생되는 고열 및 방사능 등으로부터 외부를 차단 보호하는 역할을 한다. 상기 안전 보호 용기(114) 내부, 즉 상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이는 진공으로 형성되어 효과적인 단열이 이루어질 수 있도록 한다.The safety protection container 114 is hermetically sealed with the outside and serves to protect the outside from the high temperature and radiation generated in the reactor vessel 113 by providing the inside of the reactor vessel 113 therein. The inside of the safety protection vessel 114, that is, the space between the reactor vessel 113 and the safety protection vessel 114, is vacuumed so that effective heat insulation can be achieved.

상기 냉각수조(115)는 수조 형태로 형성되어 냉각수가 수용되며, 상기 안전 보호 용기(114)가 냉각수 수중에 배치되도록 구비된다. 상술한 바와 같이 상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이 공간이 진공으로 되어 최대한 단열되도록 이루어진다 하더라도, 상기 원자로 용기(113)에서 발생하는 열에너지는 매우 엄청나기 때문에 (대류나 전도로 전달되는 열량 이외에도) 복사로 전달되는 열량 때문에 상기 안전 보호 용기(114)가 가열될 위험이 있다. 따라서 이 열에너지를 한 번 더 흡수하여 차단할 필요가 있는데, 상기 냉각수조(115)에 수용된 냉각수가 바로 이러한 열에너지의 흡수 및 상기 안전 보호 용기(114)의 냉각 역할을 하게 되는 것이다.The cooling water tank 115 is formed in the form of a water tank to receive cooling water, and the safety protection vessel 114 is disposed to be disposed in the cooling water. As described above, even if the space between the reactor vessel 113 and the safety protection vessel 114 is vacuumed and the heat insulation is maximized, the thermal energy generated in the reactor vessel 113 is very large (convection or conduction) There is a risk that the safety protection container 114 is heated because of the amount of heat transferred to the radiation. Therefore, it is necessary to absorb and block the heat energy once more, and the cooling water accommodated in the cooling water tank 115 directly absorbs the heat energy and functions to cool the safety protection vessel 114.

상기 증기 발생기(116)는 열교환기 형태로 형성되어 상기 원자로 용기(113) 내부에 구비된다. 상기 증기 발생기(116) 내부에는 열교환매체가 유통되며, 상기 증기 발생기(116) 주변의 상기 원자로 용기(113) 내 냉각수로부터 열을 전달받게 된다. 이에 따라 상기 증기 발생기(116) 내부에 유통되는 열교환매체는 열을 흡수하여 증발이 일어나게 되고, 이처럼 고온 고압의 기체 상태가 된 열교환매체는 증기관(116a)으로 배출되어 터빈을 작동시키게 된다. 터빈을 작동시킨 후 응축된 열교환매체는 다시 급수관(116b)을 통해 상기 증기 발생기(116)로 공급됨으로써 순환이 이루어진다. 상기 증기관(116a) 및 상기 급수관(116b)에는 각각 증기관 격리 밸브(116c) 및 급수관 격리 밸브(116d)가 구비되어, 비상사태 시에 외부와의 차단이 이루어지도록 한다.The steam generator 116 is installed in the reactor vessel 113 in the form of a heat exchanger. Heat exchange medium is circulated in the steam generator 116 and heat is received from the cooling water in the reactor vessel 113 around the steam generator 116. Accordingly, the heat exchange medium circulated in the steam generator 116 absorbs heat and evaporates. The heat exchange medium, which has become a gas state at a high temperature and a high pressure, is discharged to the steam tube 116a to operate the turbine. After the turbine is operated, the condensed heat exchange medium is supplied to the steam generator 116 through the water supply pipe 116b to circulate the steam. The steam pipe 116a and the water pipe 116b are respectively provided with a steam pipe isolation valve 116c and a water pipe isolation valve 116d so as to be disconnected from the outside in an emergency.

이와 같이 정상적인 작동이 이루어지고 있을 때 상기 원자로 용기(113) 내부의 냉각수는 자연적으로 순환 대류를 한다. 보다 구체적으로 설명하자면 다음과 같다. 상기 원자로 노심(111)에서 발생된 열에너지가 냉각수로 흡수되면, 고온이 된 냉각수는 상승한다. 상기 원자로 노심(111)의 상측에 배치된 상기 증기 발생기(116)에 고온의 냉각수가 도달하면, 상기 증기 발생기(116) 내의 열교환매체와 고온의 냉각수가 열교환을 일으키게 된다. 즉 상기 증기 발생기(116) 내의 열교환매체가 고온의 냉각수로부터 열을 흡수하는 것이다. 따라서 고온의 냉각수는 상기 증기 발생기(116)를 지나면서 온도가 떨어지며 따라서 하강이 이루어지게 된다. 이렇게 하강한 냉각수는 다시 상기 원자로 노심(111)에서 발생된 열에너지를 흡수하게 되며, 따라서 도 3에 도시된 바와 같은 자연적인 순환 대류가 이루어지게 된다.
When the normal operation is being performed as described above, the cooling water inside the reactor vessel 113 naturally circulates convection. More specifically, it is as follows. When the heat energy generated in the reactor core 111 is absorbed into the cooling water, the cooling water that has become hot rises. When the high-temperature cooling water reaches the steam generator 116 disposed above the reactor core 111, the heat exchange medium in the steam generator 116 and the high-temperature cooling water undergo heat exchange. That is, the heat exchange medium in the steam generator 116 absorbs heat from the high-temperature cooling water. Accordingly, the cooling water of high temperature passes through the steam generator 116, and the temperature of the cooling water is lowered. The cooling water thus lowered absorbs the heat energy generated in the reactor core 111, so that a natural circulation convection as shown in FIG. 3 is achieved.

한편 상기 원자로 용기(113)에 손상이 발생하여 상기 원자로 용기(113) 내 냉각수가 누출되게 되면, 상기 원자로 노심(111)에서 발생된 열에너지를 충분한 양의 냉각수로 흡수하지 못하며, 따라서 상기 원자로 노심(111) 주변의 온도가 과도하게 상승하여 부품이 녹는 등 더 큰 손상이 발생하게 될 위험이 있다. 따라서 상기 원자로 용기(113)에 손상이 발생하여 냉각수의 누출이 일어났을 때, 상기 원자로 용기(113) 등을 신속하게 냉각해 주는 안전 계통의 구비가 필수적인 것이다.On the other hand, when the reactor vessel 113 is damaged and the cooling water in the reactor vessel 113 leaks, the thermal energy generated in the reactor core 111 can not be absorbed into a sufficient amount of cooling water, 111) is excessively increased, which may result in more damage such as melting of parts. Therefore, it is essential to provide a safety system that quickly cools the reactor vessel 113 when the reactor vessel 113 is damaged and leakage of cooling water occurs.

이 때 앞서 설명한 바와 같이, 이러한 안전 계통이 사람의 조작 등과 같은 별도의 제어 지시를 받아야만 작동하게 될 경우, 원자로 운전자가 자리를 비우거나 또는 그 자신이 상해를 입는 등의 문제로 인하여 사고 발생 시 제때 제어 지시를 내리지 못할 경우 사고 위험성이 엄청나게 확산되게 된다. 또한 전자 제어 등과 같은 자동 제어 동작이 이루어지는 시스템의 경우에도, 원자로 손상으로 인해 발생되는 고열로 인하여 시스템 손상이 발생함으로써 올바르게 동작하지 못할 위험성이 있다. 따라서 원자로 손상 및 냉각수 누출이 발생하였을 때 그 자체의 물리적 환경 변화에 따라 기계적으로 동작이 이루어지는 피동식 안전 계통이 구비되는 것이 반드시 필요한 것이다.At this time, as described above, when the safety system is operated only after receiving separate control instructions such as a man's operation, the reactor operator is left out of the room or the person himself or herself is injured. Failure to issue control orders will result in a significant increase in the risk of accidents. Also, in the case of a system in which an automatic control operation such as an electronic control is performed, there is a risk that the system may be damaged due to a high temperature generated due to damage to the reactor, thereby failing to operate correctly. Therefore, it is absolutely necessary to provide a safety system to operate mechanically in response to changes in the physical environment of the reactor damage and cooling water leakage.

본 발명에서는 안전 계통(즉 원자로를 냉각하기 위한 장치들)이 완전 피동식으로 이루어짐으로써 원자로 손상 발생 시 별도의 제어 지시가 필요 없이 신속한 냉각이 이루어질 수 있도록 한다. 또한 본 발명의 자기 냉각 피동 원자로는 종래와는 달리 안전 계통을 포함한 열교환 계통이 컴팩트한 구성으로 이루어짐으로써 원자로 부피를 크게 줄일 수 있으며, 따라서 궁극적으로는 최근 그 수요가 점차 확대되어 가고 있는 소형 원자로에 적용하기에 매우 적합하다는 큰 장점이 있다.In the present invention, the safety system (i.e., the devices for cooling the reactor) is completely driven so that rapid cooling can be performed without requiring any separate control instruction when the reactor damage occurs. Further, unlike the prior art, the self-cooled driven nuclear reactor of the present invention has a compact heat exchange system including a safety system, which can greatly reduce the volume of the reactor, and ultimately, It is very suitable for application.

본 발명의 자기 냉각 피동 원자로(100)에 구비되는 안전 계통은, 역압 안전 밸브(120), 보조 열교환 계통(130), 냉각수 탱크(140), 안전 보호 용기 상 열교환기(150) 등으로 이루어진다. 이러한 안전 계통이 피동적으로 작동함으로써, 본 발명에서는 도 4에 도시된 바와 같이 별도의 제어 지시 없이도 자연 순환 대류, 잔열 제거 등이 이루어짐으로써 완전한 자기 피동 냉각을 실현할 수 있다. 이하 본 발명의 안전 계통 각부의 구성 및 그 동작 원리에 대하여 보다 상세히 설명한다.
The safety system included in the self-cooled driven nuclear reactor 100 of the present invention includes a back pressure relief valve 120, an auxiliary heat exchange system 130, a cooling water tank 140, and a heat exchanger 150 on a safety protection vessel. As such a safety system operates passively, in the present invention, natural circulation convection, residual heat removal, and the like are performed without separate control instructions as shown in FIG. 4, thereby realizing complete magnetic passive cooling. Hereinafter, the configuration and operation principle of the safety system of the present invention will be described in detail.

상기 역압 안전 밸브(120)는 적어도 둘 이상 상기 원자로 용기(113)의 상부 일측면 및 최하단 벽체에 각각 구비된다. 상기 역압 안전 밸브(120)는, 상기 원자로 용기(113) 내압이 상기 원자로 용기(113) 외압보다 높으면 폐쇄되고, 상기 원자로 용기(113) 내압이 상기 원자로 용기(113) 외압보다 같거나 낮으면 개방되도록 형성된다.At least two of the back pressure relief valves 120 are provided on the upper side wall and the lower side wall of the reactor vessel 113, respectively. The back pressure relief valve 120 is closed when the internal pressure of the reactor vessel 113 is higher than the external pressure of the reactor vessel 113. When the internal pressure of the reactor vessel 113 is equal to or lower than the external pressure of the reactor vessel 113, .

원자로가 정상 작동되고 있을 때라면 상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이의 공간은 진공으로 유지되고 있으므로, 상기 원자로 용기(113) 내압은 상기 원자로 용기(113) 외압(진공)보다 당연히 높으며, 즉 원자로 정상 작동 시에는 상기 역압 안전 밸브(120)는 항상 폐쇄 상태에 있게 된다. 원자로 손상으로 인하여 냉각수 누출이 발생하게 되면, 상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이의 공간으로 냉각수가 유입되어 진공 상태가 유지되지 못하고, 상기 안전 보호 용기(114) 하부 공간에는 액체 상태의 냉각수가 채워지게 되고, 상기 안전 보호 용기(114) 상부 공간에는 (고열로 인하여 증발된) 기체 상태의 냉각수가 채워지게 된다. 물론 상기 원자로 용기(113) 내부 역시, 하측에는 액체 상태의 냉각수 일부가 잔존하며, 상측에는 기체 상태의 냉각수가 채워지게 된다. 이러한 상태가 되면 (상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이의 공간의 압력이 진공으로부터 훨씬 상승함으로써) 상기 원자로 용기(113)의 내압은 상기 원자로 용기(113)의 외압이 같거나 낮아지게 되며, 이 때 상기 역압 안전 밸브(120)가 개방되게 된다.The space between the reactor vessel 113 and the safety protection vessel 114 is maintained at a vacuum when the reactor is operating normally so that the internal pressure of the reactor vessel 113 is lowered by the external pressure That is, when the reactor is in normal operation, the back pressure relief valve 120 is always in the closed state. When the cooling water leaks due to the damage of the reactor, the cooling water does not flow into the space between the reactor vessel 113 and the safety protection vessel 114 and the vacuum state is not maintained. In the space below the safety protection vessel 114, The cooling water in the liquid state is filled, and the gaseous cooling water (evaporated due to the high temperature) is filled in the upper space of the safety protection container 114. Of course, the inside of the reactor vessel 113 also has a portion of the cooling water in the liquid state remaining on the lower side and a cooling water in the gaseous state on the upper side. The internal pressure of the reactor vessel 113 becomes equal to the internal pressure of the reactor vessel 113 when the external pressure of the reactor vessel 113 is equal to the internal pressure of the reactor vessel 113 And the back pressure relief valve 120 is opened.

이처럼 상기 역압 안전 밸브(120)가 개방되면, 도 4에 도시된 바와 같이 냉각수의 자연 대류 순환이 일어나게 된다. 상술한 바와 같이 상기 원자로 용기(113) 내부는, 하측에 액체 상태의 냉각수 / 상측에 기체 상태의 냉각수가 채워져 있으며, 이 기체 상태의 냉각수는 급격한 열에너지의 흡수 및 증발로 인하여 매우 고온 고압 상태이다. 이 때 상기 원자로 용기(113)의 상부 일측면 벽체에 구비된 상기 역압 안전 밸브(120)가 개방되면, 이 고온 고압의 기체 상태의 냉각수는 급속히 상기 원자로 용기(113) 외부, 즉 상기 원자로 용기(113) 및 상기 안전 보호 용기(114) 사이의 공간으로 빠져나가게 된다. 이와 같이 빠져나간 기체 상태의 냉각수는, 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체를 통해 외부(상기 냉각수조(115) 내의 냉각수 등)로 열을 빼앗기게 되고, 따라서 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체에 응축되어 다시 액체 상태로 변하여 상기 안전 보호 용기(114)의 하부 공간으로 모인다. 이 때 상기 원자로 용기(113)의 최하단 벽체에 구비된 상기 역압 안전 밸브(120)가 개방되어 있으므로, 상기 안전 보호 용기(114)의 하부 공간에 모여 있는 액체 상태의 냉각수는 상기 원자로 용기(113) 내부로 자유롭게 유통될 수 있게 된다.When the back pressure relief valve 120 is opened, the natural convection circulation of the cooling water occurs as shown in FIG. As described above, the inside of the reactor vessel 113 is filled with cooling water in the liquid state on the lower side / gaseous state on the upper side, and the gaseous cooling water is in a state of extremely high temperature and high pressure due to rapid absorption of heat energy and evaporation. At this time, when the back pressure relief valve 120 provided in the upper side wall of the reactor vessel 113 is opened, the cooling water in the gaseous state at high temperature and high pressure rapidly flows outside the reactor vessel 113, 113 and the safety protection container 114. [0052] The cooling water in the gaseous state that has escaped in this way is heated by the outside (cooling water in the cooling water tank 115, etc.) through the wall of the safety protection container 114, And then returns to the liquid state and collects in the lower space of the safety protection container 114. [ Since the back pressure safety valve 120 provided in the lowermost wall of the reactor vessel 113 is open, the liquid cooling water collected in the lower space of the safety protection vessel 114 flows into the reactor vessel 113, So that it can be freely circulated inside.

이처럼 상기 원자로 노심(111)에서 발생된 열에너지를 흡수한 냉각수가 증발되어 고온 고압의 기체 상태로 상기 원자로 용기(113) 상부 일측면에 배치된 상기 안전 역압 밸브(120)로 배출되고, 배출된 냉각수가 열을 빼앗겨 응축되어 (상대적으로) 저온 저압의 액체 상태로 상기 원자로 용기(113) 최하단에 배치된 상기 안전 역압 밸브(120)로 유입되는 과정이 반복된다. 즉 상기 원자로 노심(111)은 도 4에 도시된 바와 같이, (상기 역압 안전 밸브(120)의 개방을 통한) 냉각수의 자연 대류 순환에 의하여 효과적으로 냉각될 수 있게 되는 것이다.Cooling water that absorbs the heat energy generated in the reactor core 111 is evaporated and discharged to the safety back pressure valve 120 disposed at one side of the upper surface of the reactor vessel 113 in a state of high temperature and high pressure, And then flows into the safety back pressure valve 120 disposed at the lowermost end of the reactor vessel 113 in a liquid state of a low temperature and low pressure repeatedly (relatively) while being deprived of heat. That is, the reactor core 111 can be effectively cooled by the natural convection circulation of the cooling water (through the opening of the back pressure relief valve 120), as shown in FIG.

도 5는 역압 안전 밸브의 실시예로서, 도 5(A)는 상기 역압 안전 밸브(120)의 기본 실시예 구성을 도시하며, 도 5(B)는 기본 실시예 구성에 보조적인 구성이 더 부가된 부가 실시예 구성을 도시한다.Fig. 5 shows an embodiment of the back pressure safety valve. Fig. 5 (A) shows a basic configuration of the back pressure safety valve 120, Fig. 5 (B) Fig.

도 5(A)는 상기 역압 안전 밸브(120)의 기본 실시예이다. 도 5(A)에 도시된 바와 같이, 상기 역압 안전 밸브(120)는 기본적으로 밸브체 수용부(121), 밸브체(122), 고정부(123), 탄성체(124)를 포함하여 이루어진다.5 (A) is a basic embodiment of the back pressure relief valve 120. As shown in FIG. 5A, the back pressure relief valve 120 basically includes a valve body accommodating portion 121, a valve body 122, a fixing portion 123, and an elastic body 124. As shown in FIG.

상기 밸브체 수용부(121)는 일측 바닥면이 개방되며 타측 바닥면이 폐쇄된 실린더 형상으로 형성된다. 이 때 도시된 바와 같이 상기 밸브체 수용부(121)의 폐쇄된 바닥면이 상기 원자로 용기(113)의 벽체 쪽을 향하게 된다.The valve body receiving portion 121 is formed in a cylinder shape in which one side is opened and the other side is closed. At this time, the closed bottom surface of the valve body accommodating portion 121 faces the wall of the reactor vessel 113.

상기 밸브체(122)는 상기 밸브체 수용부(121)와 결합되어 상기 원자로 용기(113) 벽체에 형성된 구멍(113a)을 실제로 개방 또는 폐쇄하는 부품으로, 이동부(122a), 마개부(122b), 연결부(122c)를 포함하여 이루어진다. 상기 이동부(122a)는 상기 밸브체 수용부(121) 내에 수용되어, 상기 밸브체 수용부(121)의 연장 방향에 나란하게 상기 밸브체 수용부(121)의 내측 벽면을 따라 슬라이딩 이동 가능하도록 형성된다. 상기 마개부(122b)는 상기 밸브체 수용부(121) 외측에 배치되며, 상기 원자로 용기(113) 벽체에 형성된 구멍(113a)에 상응하는 형태로 형성되어 상기 구멍(113a)을 개방 또는 폐쇄한다. 상기 연결부(122c)는 상기 이동부(122a) 및 상기 마개부(122b)를 고정 연결하는 역할을 하며, 따라서 상기 이동부(122a)가 움직임에 따라 상기 마개부(122b) 역시 동일하게 상대 이동을 하게 된다.The valve body 122 is a part that is engaged with the valve body accommodating part 121 and actually opens or closes the hole 113a formed in the wall of the reactor vessel 113. The valve body 122 includes a moving part 122a, And a connection portion 122c. The moving part 122a is accommodated in the valve body accommodating part 121 and is slidable along the inner wall surface of the valve body accommodating part 121 in parallel with the extending direction of the valve body accommodating part 121 . The stopper portion 122b is disposed outside the valve body accommodating portion 121 and is formed in a shape corresponding to the hole 113a formed in the wall of the reactor vessel 113 to open or close the hole 113a . The connecting portion 122c serves to fixedly connect the moving portion 122a and the stopper portion 122b so that the stopper portion 122b moves in the same direction as the moving portion 122a moves .

상기 고정부(123)는 상기 원자로 용기(113) 벽체에 상기 밸브체 수용부(121)를 고정적으로 결합한다. 이 때 상기 고정부(123)의 몸체에는 유체가 유통 가능한 적어도 하나 이상의 통공(123a)이 형성됨으로써, 상술한 바와 같이 상기 역압 안전 밸브(120)의 개방 시 상기 원자로 용기(113)의 내부-외부가 연통되어 (기체 또는 액체 상태의) 냉각수가 자유롭게 유통될 수 있게 한다.The fixing part 123 fixes the valve body receiving part 121 to the wall of the reactor vessel 113 in a fixed manner. At this time, at least one through hole 123a through which the fluid can flow is formed in the body of the fixing part 123, so that when the back pressure relief valve 120 is opened, So that the cooling water (gas or liquid) can be freely circulated.

상기 탄성체(124)는 상기 밸브체 수용부(121)의 폐쇄면 및 상기 이동부(122a) 사이에 개재되는데, 복원력에 의하여 상기 이동부(122a)가 상기 밸브체 수용부(121)의 폐쇄면 쪽으로 이동되도록 구비된다. 즉, 원자로 정상 작동 시(상기 역압 안전 밸브(120) 폐쇄 시)에는 상기 탄성체(124)는 원래 형상보다 인장되어 있는 상태가 되어 있다. 다만 상기 원자로 용기(113)의 내압이 외압보다 높기 때문에 발생되는, 상기 마개부(122b)를 외측으로 미는 힘이 상기 탄성체(124)의 복원력보다 강하기 때문에 상기 역압 안전 밸브(120)는 폐쇄 상태를 유지할 수 있다. 반면 원자로 손상 시에는, 상기 원자로 용기(113)의 내압이 외압과 같거나 낮아지게 되는 바, 상기 마개부(122b)를 외측으로 미는 힘이 약해지며, 따라서 상기 탄성체(124)의 복원력이 더 강해지게 된다. 따라서 상기 탄성체(124)가 원래의 형상으로 되돌아가는 수축 변형을 일으키게 되는데, 이에 따라 상기 이동체(122a)가 상기 밸브체 수용부(121) 폐쇄면 쪽(즉 상기 원자로 용기(113) 벽체 쪽)을 이동한다. 이 때 상기 마개부(122b)는 상기 이동체(122a)와 동일하게 상대 이동을 하므로 원래의 위치보다 상기 원자로 용기(113) 안쪽으로 이동하게 되며, 따라서 상기 역압 안전 밸브(120)의 개방이 이루어지게 되는 것이다.The resilient body 124 is interposed between the closing surface of the valve body accommodating portion 121 and the moving portion 122a so that the moving portion 122a is retracted from the closing surface of the valve body accommodating portion 121 . That is, when the reactor is operated normally (when the back pressure relief valve 120 is closed), the elastic body 124 is in a state of being stretched more than the original shape. The back pressure relief valve 120 is in the closed state because the force pushing the stopper portion 122b outward due to the internal pressure of the reactor vessel 113 being higher than the external pressure is stronger than the restoring force of the elastic body 124 . On the other hand, when the reactor is damaged, the internal pressure of the reactor vessel 113 becomes equal to or lower than the external pressure, so that the force pushing the stopper portion 122b outward is weakened and therefore the restoring force of the elastic body 124 is stronger . This causes the elastic body 124 to shrink back to its original shape so that the moving body 122a moves toward the closing surface side of the valve body accommodating portion 121 (that is, toward the wall of the reactor vessel 113) Move. At this time, since the stopper 122b moves relative to the moving body 122a, the stopper 122b moves to the inside of the reactor vessel 113 from its original position, and thus the back pressure relief valve 120 is opened .

더불어 상기 역압 안전 밸브(120)는, 상기 밸브체 수용부(121)의 폐쇄면 및 상기 이동부(122a) 사이의 공간에 유체를 유입 또는 배출시켜 상기 밸브체 수용부(121)의 폐쇄면 및 상기 이동부(122a) 사이의 공간 내 압력을 조절하는 유체 입출관(125)을 더 포함하여 이루어질 수도 있다. 즉 외부에서 상기 유체 입출관(125)을 통해 유체를 유입 또는 배출시키는 조작을 해 줌으로써 보조적으로 더 개방 및 폐쇄 제어를 할 수 있다.In addition, the back pressure relief valve 120 allows the fluid to flow into or out of the space between the closing surface of the valve body accommodating portion 121 and the moving portion 122a, so that the closed surface of the valve body accommodating portion 121 And a fluid inlet / outlet pipe 125 for regulating the pressure in the space between the moving parts 122a. Namely, by performing the operation of inflowing or discharging the fluid from the outside through the fluid inlet / outlet pipe 125, it is possible to further control the opening and closing of the fluid.

한편 상기 구멍(113a)은 도 5(A)에 도시되어 있는 바와 같이 상기 원자로 용기(113) 외측을 향할수록 단면적이 좁아지는 형태로 형성되는 것이 바람직하다. 상기 마개부(122b)는 상기 구멍(113a)에 상응하는 형태로 이루어지는데, 이와 같이 됨으로써 상기 원자력 용기(113) 내부에서 미는 힘이 작용할 때 상기 마개부(122b)가 상기 구멍(113a)에 걸리게 되어, 미는 힘 때문에 상기 마개부(122b)가 외부로 빠져버리지 않고 폐쇄 상태를 유지할 수 있게 된다.Meanwhile, as shown in FIG. 5 (A), it is preferable that the hole 113a is formed to have a smaller cross-sectional area toward the outside of the reactor vessel 113. The stopper portion 122b is formed in a shape corresponding to the hole 113a so that the stopper portion 122b is caught by the hole 113a when a pushing force is applied inside the nuclear reactor vessel 113 So that the stopper 122b can be maintained in a closed state without being slipped out.

도 5(B)는 상기 역압 안전 밸브(120)의 다른 실시예로서, 도 5(A)의 기본 실시예에 부가 구성이 더 형성된다. 이 실시예에서는 도 5(B)에 도시된 바와 같이, 상기 원자로 용기(113)의 벽체 일부가 각각 구멍(113a) 및 부가 구멍(113b)이 형성된 이중 벽체를 형성하며, 상기 역압 안전 밸브(120)는 밸브체 수용부(121), 밸브체(122), 고정부(123), 탄성체(124)와 더불어, 안내부(126), 부가 밸브체(127), 부가 탄성체(128)를 더 포함한다. 도 5(B)의 실시예에서는 상기 원자로 용기(113) 벽체 일부가 이중 벽체를 형성하도록 함으로써, 만일의 경우 상기 역압 안전 밸브(120) 때문에 누출이 발생하게 될 위험성을 낮추어 준다.5 (B) is another embodiment of the back pressure relief valve 120, and further configuration is added to the basic embodiment of Fig. 5 (A). In this embodiment, as shown in FIG. 5B, a wall portion of the reactor vessel 113 forms a double wall having a hole 113a and an additional hole 113b, respectively, and the back pressure relief valve 120 Further includes a guide portion 126, an additional valve body 127 and an additional elastic body 128 in addition to the valve body accommodating portion 121, the valve body 122, the fixing portion 123, and the elastic body 124 do. In the embodiment of FIG. 5 (B), the wall of the reactor vessel 113 forms a double wall, thereby reducing the risk of leaking due to the back pressure relief valve 120 in the event of a failure.

상기 안내부(126)는 상기 마개부(122b)의 상기 연결부(122c)가 연결된 반대측 면에 돌출 형성된다. 즉 상기 안내부(126)는 상기 원자로 용기(113) 내측 방향을 향해 돌출된 형태가 된다.The guide portion 126 is protruded from the opposite side of the stopper portion 122b to which the connection portion 122c is connected. That is, the guide portion 126 protrudes toward the inside of the reactor vessel 113.

상기 부가 밸브체(127)는 상기 안내부(126)에 안내되어 상기 원자로 용기(113)의 이중 벽체에 형성된 상기 부가 구멍(113b)을 개방 또는 폐쇄하는 부품으로, 삽입부(127a), 부가 마개부(127b)를 포함하여 이루어진다. 상기 삽입부(127a)는 상기 안내부(126)에 삽입되어 상기 안내부(126)의 연장 방향에 나란하게 상기 안내부(126)의 내측 벽면을 따라 슬라이딩 이동 가능하도록 형성된다. 상기 부가 마개부(127b)는 상기 부가 구멍(113b)에 상응하는 형태로 형성되어 상기 부가 구멍(113b)을 개방 또는 폐쇄한다. 이 때 상기 부가 구멍(113b)은 상기 원자로 용기(113) 외측을 향할수록 단면적이 좁아지는 형태로 형성되는 것이 바람직한데, 그 이유는 상기 구멍(113a)의 형태상의 이점과 동일하므로 설명은 생략한다.The addition valve body 127 is guided by the guide portion 126 and opens or closes the additional hole 113b formed in the double wall of the reactor vessel 113. The insertion portion 127a, And a portion 127b. The insertion portion 127a is inserted into the guide portion 126 so as to be slidable along the inner wall surface of the guide portion 126 in parallel with the extending direction of the guide portion 126. [ The attachment stopper 127b is formed in a shape corresponding to the attachment hole 113b to open or close the attachment hole 113b. At this time, it is preferable that the additional hole 113b is formed so as to have a smaller cross-sectional area toward the outside of the reactor vessel 113. The reason for this is the same as the advantage of the shape of the hole 113a, .

상기 부가 탄성체(128)는 상기 마개부(122b) 및 상기 부가 마개부(127b) 사이에 개재되는데, 복원력에 의하여 상기 부가 마개부(127b)가 상기 마개부(122b) 쪽으로 이동되도록 구비된다. 상기 부가 탄성체(128)의 역할은 상기 탄성체(124)의 역할과 유사하므로 설명은 생략한다.
The additional elastic body 128 is interposed between the stopper portion 122b and the stopper portion 127b so that the stopper portion 127b is moved toward the stopper portion 122b by the restoring force. The function of the additional elastic body 128 is similar to that of the elastic body 124, and therefore, description thereof is omitted.

상기 보조 열교환 계통(130)은, 원자로 손상 발생 시 상기 증기관(116a)으로 배출되는 증기가 지나치게 고온 고압이 되어 배출되는 것을 막고 잔열을 제거하기 위하여 구비된다. 도 6은 보조 열교환 계통의 실시예를 도시하고 있다. 도시된 바와 같이 상기 보조 열교환 계통(130)은, 증기관 안전 밸브(131), 보조 증기관 격리 밸브(132), 보조 열교환기 밸브(133), 보조 열교환기(134)를 포함하여 이루어진다.The auxiliary heat exchange system 130 is provided to prevent steam discharged to the steam pipe 116a from being discharged at an excessively high temperature and high pressure and to remove residual heat when a reactor damage occurs. Figure 6 shows an embodiment of an auxiliary heat exchange system. The auxiliary heat exchange system 130 includes a steam pipe safety valve 131, an auxiliary steam pipe isolation valve 132, an auxiliary heat exchanger valve 133, and an auxiliary heat exchanger 134.

상기 증기관 안전 밸브(131)는 상기 증기관(116a)으로 배출되는 증기가 미리 결정된 압력 이상이 되면 개방되어 개방 상태를 유지하도록 형성된다. 이와 같은 동작을 실현하는 안전 밸브의 구성은 일반적으로 널리 알려져 있으므로 상세한 구성의 설명은 생략한다.The steam pipe safety valve 131 is opened to open when steam discharged to the steam pipe 116a reaches a predetermined pressure or more. The configuration of the safety valve for realizing such operation is widely known, and thus the detailed description of the configuration is omitted.

상기 보조 증기관 격리 밸브(132)는 상기 증기관 안전 밸브(131)에 의하여 작동되어 상기 증기관(116a)으로 배출되는 증기를 격리하게 된다. 상기 증기관(116a)에는 앞서 설명한 바와 같이 비상사태 시 증기 배출을 중단하기 위하여 증기관 격리 밸브(116c, 도 3 참조)가 원래 구비되는데, 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)는 이와 유사한 역할을 하는 것으로 상기 증기관 격리 밸브(116c)가 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)의 역할을 겸하도록 이루어져도 무방하다.The auxiliary pipe isolation valve 132 is operated by the steam pipe safety valve 131 to isolate the steam discharged to the steam pipe 116a. As described above, the steam pipe 116a is provided with a steam pipe isolation valve 116c (see FIG. 3) in order to stop the steam discharge in an emergency. The auxiliary steam pipe isolation valve 132 plays a similar role, The steam pipe isolation valve 116c may serve as the auxiliary steam pipe isolation valve 132 as well.

상기 보조 열교환기 밸브(133)는 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)에 의해 격리된 상기 증기관(116a) 내 증기를 우회시킨다. 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)에 의하여 상기 증기관(116a)이 격리되었을 때 이 증기가 배출될 통로가 없으면 상기 증기관(116a) 내 압력이 과도하게 상승하여 파손될 수 있다. 따라서 상기 보조 열교환기 밸브(133)는 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)가 폐쇄됨과 동시에 반드시 개방되도록 구성되어야 한다.The auxiliary heat exchanger valve 133 bypasses the steam in the steam pipe 116a isolated by the auxiliary steam pipe isolation valve 132. [ When the steam pipe 116a is isolated by the auxiliary steam pipe isolation valve 132, the pressure in the steam pipe 116a may be excessively increased and damaged if there is no passage through which the steam is discharged. Therefore, the auxiliary heat exchanger valve 133 must be configured such that the auxiliary steam pipe isolation valve 132 is closed and must be opened at the same time.

상기 보조 열교환기(134)는 상기 보조 열교환기 밸브(134)를 통해 공급된 증기를 외부와 열교환시켜 잔열을 제거하여 상기 급수관(116c)으로 배출해 준다. 이 때 상기 보조 열교환기(134)는, 도 3에 도시되어 있는 바와 같이 상기 냉각수조(115) 내 냉각수에 배치되도록 하는 것이 바람직하다.The auxiliary heat exchanger 134 exchanges heat with steam supplied through the auxiliary heat exchanger valve 134 to remove residual heat and discharge the steam to the water supply pipe 116c. At this time, the auxiliary heat exchanger 134 is preferably disposed in the cooling water in the cooling water tank 115 as shown in FIG.

즉 종합하면, 상기 증기관(116a) 내 증기 압력이 미리 결정된 압력 이상으로 높아지면, 상기 증기관 안전 밸브(131)가 개방되는 동작 / 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)가 폐쇄되는 동작 / 상기 보조 열교환기 밸브(133)가 개방되는 동작이 동시에 일어난다. 이에 따라 상기 증기관(116a) 내 증기는 터빈으로 공급되는 대신 상기 보조 열교환기(134)로 우회되어 유통됨으로써, 상기 냉각수조(115) 내 냉각수와 열교환함으로써 잔열을 제거하게 되는 것이다.That is, when the steam pressure in the steam pipe 116a becomes higher than a predetermined pressure, the steam pipe safety valve 131 is opened / the auxiliary steam pipe isolation valve 132 is closed / the auxiliary heat exchanger The operation in which the valve 133 is opened simultaneously occurs. Accordingly, the steam in the steam pipe 116a is bypassed to the auxiliary heat exchanger 134 instead of being supplied to the turbine, thereby exchanging heat with the cooling water in the cooling water tank 115 to remove residual heat.

상술한 바와 같이 세 가지 밸브의 동작이 동시에 이루어지게 하기 위한 구성은 여러 가지로 설계될 수 있겠으나, 여기에서는 도 6의 실시예의 구성으로 설명한다. 도 6의 실시예에 도시된 바와 같이, 상기 보조 열교환 계통(130)은 증기관측 실린더(135a) 및 증기관측 이동체(135b)를 더 포함하여 상기 증기관 안전 밸브(131)와 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)의 동작을 동기화하고, 또한 보조 열교환기측 실린더(136a) 및 보조 열교환기측 이동체(136b)를 더 포함하여 상기 증기관 안전 밸브(131)와 상기 보조 열교환기 밸브(133)의 동작을 동기화한다. 보다 구체적으로 설명하면 다음과 같다.As described above, the configuration for simultaneously operating the three valves may be designed in various ways, but the configuration of the embodiment of FIG. 6 will be described here. 6, the auxiliary heat exchange system 130 further includes a steam observation cylinder 135a and a steam observation moving body 135b, and the steam pipe safety valve 131 and the auxiliary steam pipe isolation valve 132 and synchronizes the operations of the steam pipe safety valve 131 and the auxiliary heat exchanger valve 133 by further including an auxiliary heat exchanger side cylinder 136a and an auxiliary heat exchanger side moving body 136b. More specifically, it is as follows.

상기 증기관측 이동체(135b)는 상기 증기관측 실린더(135a) 내에 수용되어, 상기 증기관측 실린더(135a)의 연장 방향에 나란하게 상기 증기관측 실린더(135a)의 내측 벽면을 따라 슬라이딩 이동 가능하도록 형성된다. 이 때, 상기 증기관측 이동체(135b)에 의해 분리된 상기 증기관측 실린더(135a) 내 일측 공간과 상기 증기관 안전 밸브(131)가 연통되고, 상기 증기관측 이동체(135b)에 의해 분리된 상기 증기관측 실린더(135a) 내 타측 공간과 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)가 연통되도록 이루어진다.The steam observation moving body 135b is received in the steam observation cylinder 135a and is slidable along the inner wall surface of the steam observation cylinder 135a in parallel with the direction of extension of the steam observation cylinder 135a . At this time, the steam pipe safety valve 131 communicates with one side space in the steam observation cylinder 135a separated by the steam observation moving body 135b, and the vapor observation side moving body 135b, And the other space in the cylinder 135a and the auxiliary pipe isolation valve 132 are communicated with each other.

따라서 상기 증기관 안전 밸브(131)가 개방되면, 상기 증기관측 이동체(135b)에 의해 분리된 상기 증기관측 실린더(135a) 내 일측 공간의 압력이 상승하여 상기 증기관측 이동체(135b)가 이동됨으로써, 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)가 폐쇄되어 상기 증기관(116a)으로 배출되는 증기가 격리될 수 있게 되는 것이다.Therefore, when the steam pipe safety valve 131 is opened, the pressure of one space inside the steam pipe 135a separated by the steam pipe moving body 135b rises and the steam pipe moving body 135b is moved, The auxiliary steam pipe isolation valve 132 is closed so that the steam discharged into the steam pipe 116a can be isolated.

이 때 상기 보조 열교환 계통(130)은, 상기 증기관측 이동체(135b)에 의해 분리된 상기 증기관측 실린더(135a) 내 타측 공간과 연통되도록 형성되어, 상기 증기관측 이동체(135b)에 의해 분리된 상기 증기관측 실린더(135a) 내 타측 공간 내 압력이 미리 결정된 압력 이상이 되면 개방되어 공간 내 유체를 배출시키는 증기관측 실린더 벤트 밸브(135c)를 더 포함하여 이루어질 수 있다. 상기 증기관측 실린더 벤트 밸브(135c)가 없을 경우 상기 증기관측 이동체(135b)가 이동 시 상기 타측 공간 내 압력이 높아짐으로써 이동이 원활하게 이루어지지 못할 수 있으므로, 상기 증기관측 실린더 벤트 밸브(135c)가 구비되는 것이 바람직하다.At this time, the auxiliary heat exchange system 130 is formed to communicate with the other space in the steam observation cylinder 135a separated by the steam observation moving body 135b, And a steam observation cylinder vent valve 135c that opens when the pressure in the other space in the steam observation cylinder 135a becomes equal to or higher than a predetermined pressure to discharge the fluid in the space. In the absence of the vapor-monitoring cylinder vent valve 135c, the movement of the steam-observing moving body 135b may increase the pressure in the other space, so that the movement of the steam-observing cylinder vent valve 135c may not be smooth. .

상기 보조 열교환기측 이동체(136b)는 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내에 수용되어, 상기 보조 열교환기측 실린더(136a)의 연장 방향에 나란하게 상기 보조 열교환기측 실린더(136a)의 내측 벽면을 따라 슬라이딩 이동 가능하도록 형성된다. 이 때, 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)에 의해 분리된 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내 일측 공간과 상기 증기관 안전 밸브(131)가 연통되고, 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)에 의해 분리된 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내 타측 공간과 상기 보조 열교환기 밸브(133)가 연통되도록 이루어진다.The auxiliary heat exchanger side moving body 136b is received in the auxiliary heat exchanger side cylinder 136a and slides along the inner wall surface of the auxiliary heat exchanger side cylinder 136a in parallel to the extending direction of the auxiliary heat exchanger side cylinder 136a . At this time, one side space in the auxiliary heat exchanger side cylinder 136a separated by the auxiliary heat exchanger side moving body 136b and the steam pipe safety valve 131 are communicated with each other, and the auxiliary heat exchanger side moving body 136b And the other space in the auxiliary heat exchanger cylinder 136a and the auxiliary heat exchanger valve 133 are communicated with each other.

따라서 상기 증기관 안전 밸브(131)가 개방되면, 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)에 의해 분리된 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내 일측 공간의 압력이 상승하여 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)가 이동됨으로써, 상기 보조 열교환기 밸브(133)가 개방되어 상기 보조 증기관 격리 밸브(132)에 의해 격리된 상기 증기관(116a) 내 증기가 우회되어 상기 보조 열교환기(134)로 공급될 수 있게 되는 것이다.Accordingly, when the steam pipe safety valve 131 is opened, the pressure of the space in one side of the cylinder 136a on the side of the auxiliary heat exchanger separated by the auxiliary heat exchanger side moving body 136b rises and the auxiliary heat exchanger side moving body 136b moves The auxiliary heat exchanger valve 133 is opened and the steam in the steam pipe 116a isolated by the auxiliary steam pipe isolation valve 132 is bypassed and supplied to the auxiliary heat exchanger 134. [

이 때 상기 보조 열교환 계통(130)은, 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)에 의해 분리된 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내 타측 공간과 연통되도록 형성되어, 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)에 의해 분리된 상기 보조 열교환기측 실린더(136a) 내 타측 공간 내 압력이 미리 결정된 압력 이상이 되면 개방되어 공간 내 유체를 배출시키는 보조 열교환기측 실린더 벤트 밸브(136c)를 더 포함하여 이루어질 수 있다. 상기 보조 열교환기측 실린더 벤트 밸브(136c)가 없을 경우 상기 보조 열교환기측 이동체(136b)가 이동 시 상기 타측 공간 내 압력이 높아짐으로써 이동이 원활하게 이루어지지 못할 수 있으므로, 상기 보조 열교환기측 실린더 벤트 밸브(136c)가 구비되는 것이 바람직하다.
At this time, the auxiliary heat exchange system 130 is formed to communicate with the other space in the auxiliary heat exchanger side cylinder 136a separated by the auxiliary heat exchanger side moving body 136b, and the auxiliary heat exchanger side moving body 136b And an auxiliary heat exchanger-side cylinder vent valve 136c which is opened when the pressure in the other space in the separated auxiliary heat exchanger-side cylinder 136a is equal to or higher than a predetermined pressure to discharge the fluid in the space. In the absence of the cylinder vent valve 136c on the auxiliary heat exchanger side, when the moving body 136b on the auxiliary heat exchanger moves, the pressure in the other space may become high, so that the movement may not be performed smoothly. 136c.

상기 파열 냉각수 탱크(140)는, 상기 안전 보호 용기(114) 상단부에 구비되어 냉각수를 수용한다. 이 때 상기 파열 냉각수 탱크(140)는, 하면에 파열판(141)이 형성되어 상기 안전 보호 용기(114) 내 압력이 미리 결정된 기준 이상이 되면 상기 파열판(141)이 파열되어 수용된 냉각수를 상기 원자로 용기(113)로 공급하도록 형성된다. 즉 종래에는 상기 원자로 용기(113)에서 누출이 발생되면 상기 원자로 용기(113) 내로 냉각수를 보충하여 주는 방식으로 냉각을 꾀하는 것이 일반적이었는데(노심보충수탱크(CMT) 구성이 바로 이러한 예이다), 상기 파열 냉각수 탱크(140)는 이와는 전혀 상이하다. 상기 파열 냉각수 탱크(140)의 냉각수는 상기 원자로 용기(113) 내로 공급되는 것이 아니라, 상기 원자로 용기(113) 외면으로 쏟아지게 된다. 원자로 손상으로 인한 과열이 발생되면 당연히 상기 원자로 용기(113) 몸체 자체도 역시 가열되어 고온이 되게 되는데, 이처럼 상기 파열 냉각수 탱크(140)에서 배출된 냉각수가 상기 원자로 용기(113)에 뿌려짐으로써, 신속하고 즉각적으로 상기 원자로 용기(113) 몸체를 냉각해 줄 수 있게 되는 것이다.The rupture cooling water tank 140 is provided at an upper end portion of the safety protection container 114 to receive cooling water. At this time, the rupture cooling water tank 140 has a rupture plate 141 formed on the lower surface thereof, and when the pressure in the safety protection container 114 becomes a predetermined reference or more, the rupture plate 141 ruptures, (113). That is, conventionally, when leakage occurs in the reactor vessel 113, it is common to cool the reactor vessel 113 by supplying the cooling water to the reactor vessel 113 (the core reinforcement tank (CMT) structure is an example thereof) The rupture cooling water tank 140 is completely different from this. The cooling water in the rupture cooling water tank 140 is not supplied into the reactor vessel 113 but is poured to the outer surface of the reactor vessel 113. When the superheating due to the reactor damage occurs, the body of the reactor vessel 113 is also heated to a high temperature. The cooling water discharged from the bursting cooling water tank 140 is sprayed to the reactor vessel 113, So that the body of the reactor vessel 113 can be quickly and instantly cooled.

도 7은 파열 냉각수 탱크의 실시예를 도시하고 있는데, 먼저 도 7(B)에 도시된 바와 같이 상기 파열 냉각수 탱크(140)는 하면에 상기 파열판(141)이 구비된 별도의 함체 형태로 형성되어 상기 안전 보호 용기(114) 상단부에 구비되도록 할 수 있다. 그러나 이와 같이 할 경우 별도의 함체를 상기 안전 보호 용기(114)에 고정시켜야 하는 등의 제작 과정이 불편할 수 있으므로, 상기 파열 냉각수 탱크(140)는 도 7(A)와 같은 형태로 이루어지는 것이 바람직하다.7 (B), the rupture cooling water tank 140 is formed as a separate enclosure having the rupture plate 141 on the lower surface thereof, as shown in FIG. 7 (B) And may be provided at the upper end of the safety protection container 114. However, in such a case, it may be inconvenient to fabricate a separate enclosure to be secured to the safety protection container 114. Therefore, the rupture cooling water tank 140 is preferably formed as shown in FIG. 7 (A) .

도 7(A)의 실시예에서 상기 파열 냉각수 탱크(140)는, 상기 안전 보호 용기(114)의 내부 공간을 상하로 분리하는 격벽(142)을 포함하여 이루어져, 상기 안전 보호 용기(114) 벽면 일부 및 상기 격벽(142)에 의해 냉각수 수용 공간을 형성하도록 이루어진다. 즉 상기 안전 보호 용기(114) 벽면 일부 및 상기 격벽(142)이 상기 파열 냉각수 탱크(140)를 형성하는 것이다. 물론 이 때에는 상기 파열판(141)이 상기 격벽(142) 상에 구비되도록 한다. 상기 파열 냉각수 탱크(140)가 이러한 구성으로 이루어짐으로써 그 제작이 매우 간편하고 설치 과정이 간소화될 수 있다.
7A, the rupture cooling water tank 140 includes a partition wall 142 for separating the inner space of the safety protection container 114 from the upper surface and the lower space of the safety protection container 114, And the partition wall 142 form a cooling water accommodating space. That is, a part of the wall of the safety protection container 114 and the partition wall 142 form the rupture cooling water tank 140. At this time, of course, the rupture plate 141 is provided on the partition wall 142. Since the rupture cooling water tank 140 has such a configuration, its fabrication is very simple and the installation process can be simplified.

상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는, 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체에 구비되어, 상기 안전 보호 용기(114) 내 열에너지를 상기 냉각수조(115) 내 냉각수와 열교환시켜 배출시키는 역할을 한다. 상기 파열 냉각수 탱크(140)가 상기 원자로 용기(113)의 외면에 직접 뿌려짐으로써 상기 원자로 용기(113) 자체를 냉각하였듯이, 상기 안전 보로 용기 상 열교환기(150)는 상기 안전 보호 용기(114) 자체를 보다 효과적으로 냉각하는 역할을 한다. 물론 이와 같이 상기 안전 보호 용기(114) 자체가 냉각됨으로써 원자로 손상으로 인하여 발생된 과열이 보다 효율적으로 제거될 수 있음은 물론이다.The heat exchanger 150 on the safety protection container is installed in the wall of the safety protection container 114 to exchange heat energy in the safety protection container 114 with cooling water in the cooling water tank 115 to discharge the cooling water. do. The safety boiler vessel-based heat exchanger 150 is installed in the safety protection vessel 114 so as to cool the reactor vessel 113 itself by directly spraying the rupture cooling water tank 140 on the outer surface of the reactor vessel 113. [ It also serves to cool itself more effectively. As a matter of course, the safety protection container 114 itself is cooled, thereby overheating due to damage to the reactor can be removed more efficiently.

상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)의 구체적인 구성은 매우 다양하게 실현될 수 있다. 물론 상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는, 필수적으로 상기 안전 보호 용기(114)의 벽체 내측 또는 외측에 밀접 구비되며, 상기 냉각수조(115)와 연통되어 상기 냉각수조(115) 내의 냉각수가 유통되는 유로(151)를 포함하여 이루어진다. 이 때 상기 유로(151)는, 상기 안전 보호 용기(114)와 별도의 부품으로 형성되어 상기 안전 보호 용기(114)에 부착 구비되도록 이루어질 수도 있고, 또는 상기 안전 보호 용기(114) 일부가 함몰된 형태로서 상기 안전 보호 용기(114)와 일체화되어 형성될 수도 있다. 전자의 경우 상기 안전 보호 용기(114)에 별도의 부품을 더 부착하는 것이므로 부품 수 및 조립 공정이 늘어나는 단점이 있는 반면 기존의 제품에도 용이하게 적용할 수 있다. 후자의 경우 부품 수 및 조립 공정의 증가가 전혀 없다는 장점이 있는 반면 상기 안전 보호 용기(114) 측면 형상 자체가 달라져야 하므로 제작 공정이 일부 난해해질 소지는 있다.The specific configuration of the heat exchanger 150 on the safety protection container can be realized in various ways. Of course, the heat-exchanger 150 on the safety protection vessel is essentially in close contact with the inside or outside of the wall of the safety protection vessel 114 and communicates with the cooling water tank 115 to cool the cooling water in the cooling water tank 115 And a flow path 151 for circulation. At this time, the flow path 151 may be formed as a separate part from the safety protection container 114 and may be attached to the safety protection container 114, or a part of the safety protection container 114 may be embedded And may be formed integrally with the safety protection container 114 as a form. In the former case, since a separate component is further attached to the safety protection container 114, the number of parts and the assembly process are increased, but the present invention can be easily applied to existing products. In the latter case, there is an advantage that the number of parts and the assembling process are not increased at all, but the side surface shape of the safety protection container 114 itself must be changed.

도 8은 안전 보호 용기 상 열교환 계통의 여러 실시예들을 도시하고 있다. 도 8(A)의 실시예는 상기 유로(151)가 사행 구조(turning structure)로 형성되는 예시를, 도 8(B)의 실시예는 상기 유로(151)가 서로 평행하게 배치되는 다수 개의 튜브를 포함하여 이루어지는 예시를, 도 8(C)의 실시예는 상기 유로(151)가 상기 안전 보호 용기(114)의 측면을 둘러싸는 다수 개의 링 형태의 튜브를 포함하여 이루어지는 예시를, 도 8(D)의 실시예는 상기 유로(151)가 상기 안전 보호 용기(114)의 측면을 둘러싸는 나선 형태로 이루어지는 예시를 각각 도시하고 있다. 물론 도 8의 예시로 본 발명이 한정되는 것은 아니며, 상기 안전 보호 용기(114)의 벽면에 구비되어 상기 냉각수조(115) 내 냉각수를 유통시켜 상기 안전 보호 용기(114)를 직접 냉각할 수 있는 구성이기만 하면 상기 유로(151)의 형태는 어떻게 이루어져도 무방하다.Figure 8 shows several embodiments of the heat exchange system on the safety guard vessel. 8A is an example in which the flow path 151 is formed in a turning structure. In the embodiment of FIG. 8B, the flow path 151 is formed by a plurality of tubes 8C is an example in which the flow path 151 includes a plurality of ring-shaped tubes surrounding the side surface of the safety protection container 114, and FIG. 8 D) illustrate an example in which the flow path 151 is formed in a spiral shape surrounding the side surface of the safety protection container 114. [ It should be understood that the present invention is not limited to the example shown in FIG. 8, and that the cooling water in the cooling water tank 115 may be provided on the wall surface of the safety protection container 114 to directly cool the safety protection container 114 The shape of the flow path 151 may be any shape.

더불어 상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는, 사행 구조 또는 서로 평행한 튜브들로 이루어지는 상기 유로(151) 사이에 개재 구비되는 다수 개의 핀(152)을 더 포함하여 이루어질 수 있다. 도 8에서는 도 8(A), 도 8(B)의 실시예에 상기 핀(152)이 구비되는 예시를 도시하고 있다. 물론 도 8(C), 도 8(D)의 실시예에도 상기 핀(152)을 구비하는 것이 얼마든지 가능하다. 상기 핀(152)이 구비되면 상기 유로(151) 내에 유통되는 냉각수의 열교환이 보다 원활하게 이루어지게 된다.
In addition, the heat exchanger 150 on the safety protection container may further include a plurality of fins 152 interposed between the flow paths 151 formed of a meandering structure or parallel tubes. Fig. 8 shows an example in which the pin 152 is provided in the embodiment of Figs. 8 (A) and 8 (B). 8 (C) and 8 (D), it is possible to include the pin 152 as much as possible. When the fin (152) is provided, heat exchange of the cooling water circulated in the flow path (151) can be performed more smoothly.

본 발명은 상기한 실시예에 한정되지 아니하며, 적용범위가 다양함은 물론이고, 청구범위에서 청구하는 본 발명의 요지를 벗어남이 없이 당해 본 발명이 속하는 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 누구든지 다양한 변형 실시가 가능한 것은 물론이다.
It will be understood by those skilled in the art that various changes in form and details may be made therein without departing from the spirit and scope of the invention as defined by the appended claims. It goes without saying that various modifications can be made.

110: (본 발명의) 자기 냉각 피동 원자로
111: 원자로 노심 112: 원자로 출력 제어봉
113: 원자로 용기 114: 안전 보호 용기
113a: (원자로 용기 벽체의) 구멍
113b: (원자로 용기 벽체의) 부가 구멍
115: 냉각수조 116: 증기 발생기
116a: 증기관 116b: 급수관
116c: 증기관 격리 밸브 116d: 급수관 격리 밸브
120: 역압 안전 밸브 121: 밸브체 수용부
122: 밸브체 122a: 이동부
122b: 마개부 122c: 연결부
123: 고정부 123a: 통공
124: 탄성체 125: 유체 입출관
126: 안내부 127: 부가 밸브체
127a: 삽입부 127b: 부가 마개부
128: 부가 탄성체
130: 보조 열교환 계통
131: 증기관 안전 밸브 132: 보조 증기관 격리 밸브
133: 보조 열교환기 밸브 134: 보조 열교환기
135a: 증기관측 실린더 135b: 증기관측 이동체
135c: 증기관측 실린더 벤트 밸브
136a: 보조 열교환기측 실린더 136b: 보조 열교환기측 이동체
136c: 보조 열교환기측 실린더 벤트 밸브
140: 파열 냉각수 탱크
141: 파열판 142: 격벽
150: 안전 보호 용기 상 열교환기
151: 유로 152: 방열핀110: Self-cooled driven reactor (of the present invention)
111: reactor core 112: reactor output control rod
113: Reactor vessel 114: Safety protective vessel
113a: hole (of the reactor vessel wall)
113b: an additional hole (of the reactor vessel wall)
115: Cooling water tank 116: Steam generator
116a: steam tube 116b: water pipe
116c: steam pipe isolation valve 116d: water pipe isolation valve
120: back pressure safety valve 121: valve body accommodating portion
122: valve body 122a:
122b: cap portion 122c: connection portion
123: fixing portion 123a: through hole
124: elastic body 125: fluid inlet / outlet pipe
126: Guide part 127:
127a: Insertion part 127b:
128: Additional elastomer
130: Auxiliary heat exchange system
131: Steam pipe safety valve 132: Auxiliary steam pipe isolation valve
133: Auxiliary heat exchanger valve 134: Auxiliary heat exchanger
135a: Steam observation cylinder 135b: Steam observation moving body
135c: Steam observation cylinder vent valve
136a: Auxiliary heat exchanger side cylinder 136b: Auxiliary heat exchanger side moving body
136c: Cylinder vent valve on the auxiliary heat exchanger
140: Tear cooling water tank
141: Rupture plate 142:
150: Heat exchanger on safety protection vessel
151: flow path 152: heat radiating fin

Claims (5)

원자로 노심(111);
상기 원자로 노심(111)에 하단부가 상하 이동 가능하게 삽입되는 원자로 출력 제어봉(112);
외부와 밀폐되도록 형성되어 냉각수를 수용하며, 상기 원자로 노심(111)이 최하측에 배치되고 상기 원자로 출력 제어봉(112) 상단부 일부가 외부로 노출되도록 상기 원자로 노심(111) 및 상기 원자로 출력 제어봉(112)이 그 내부에 구비되는 원자로 용기(113);
외부와 밀폐되도록 형성되어 내부가 진공으로 형성되며, 상기 원자로 용기(113)가 그 내부에 구비되는 안전 보호 용기(114);
수조 형태로 형성되어 냉각수가 수용되며, 상기 안전 보호 용기(114)가 냉각수 수중에 배치되도록 구비되는 냉각수조(115);
상기 원자로 용기(113) 내부에 구비되어, 상기 원자로 용기(113) 내 냉각수로부터 열을 전달받아 그 내부에 유통되는 열교환매체를 증발시켜 증기관(116a)으로 배출하여 터빈을 작동시키고, 터빈을 작동시킨 후 응축된 열교환매체를 급수관(116b)으로 공급받도록 이루어지는 증기 발생기(116);
상기 안전 보호 용기(114)의 벽체에 구비되어, 상기 안전 보호 용기(114) 내 열에너지를 상기 냉각수조(115) 내 냉각수와 열교환시켜 배출시키는 안전 보호 용기 상 열교환기(150);
를 포함하여 이루어지며,
상기 안전 보호 용기 상 열교환기(150)는
상기 안전 보호 용기(114)의 벽체 내측 또는 외측에 밀접 구비되며, 상기 냉각수조(115)와 연통되어 상기 냉각수조(115) 내의 냉각수가 유통되는 유로(151)를 포함하여 이루어지되,
상기 유로(151)는
상기 안전 보호 용기(114) 일부가 함몰된 형태로서 상기 안전 보호 용기(114)와 일체화되어 형성되며,
사행 구조(turning structure)로 형성되거나, 상기 안전 보호 용기(114)의 측면을 둘러싸는 나선 형태로 이루어지는 것을 특징으로 하는 안전 보호 용기 상의 열교환 계통을 갖는 자기 냉각 피동 원자로.Reactor core (111);
A reactor output control rod 112 into which a lower end portion is vertically movably inserted into the reactor core 111;
The reactor core 111 and the reactor output control rod 112 are arranged to be hermetically sealed to the outside so that the reactor core 111 is disposed on the lowermost side and a part of the upper end of the reactor output control rod 112 is exposed to the outside. A reactor vessel 113 provided therein;
A safety protection container (114) formed in the inside of the vacuum container so as to be hermetically sealed with the outside and having the inside of the reactor container (113);
A cooling water tank 115 formed in a water tank and accommodating cooling water, the safety protection vessel 114 being arranged to be disposed in the water of cooling water;
The heat exchange medium is provided inside the reactor vessel 113 and receives heat from the cooling water in the reactor vessel 113 to evaporate the heat exchange medium flowing therein and discharge the heat exchange medium to the steam tube 116a to operate the turbine, A steam generator 116 configured to receive the condensed heat exchange medium from the water supply pipe 116b;
A safety protection vessel-based heat exchanger (150) provided on a wall of the safety protection vessel (114) for heat-exchanging heat energy in the safety protection vessel (114) with cooling water in the cooling water tank (115);
And,
The heat exchanger (150) on the safety protection container
And a flow path 151 closely contacting the inside or outside of the wall of the safety protection vessel 114 and communicating with the cooling water tank 115 to allow cooling water in the cooling water tank 115 to flow,
The flow path 151
A part of the safety protection container 114 is formed as a recessed shape and integrated with the safety protection container 114,
Characterized in that it is formed as a turning structure or in the form of a spiral surrounding the side of the safety protection vessel (114). 삭제delete 삭제delete 삭제delete 삭제delete
KR1020140019484A 2014-02-20 2014-02-20 Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel KR101520740B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140019484A KR101520740B1 (en) 2014-02-20 2014-02-20 Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140019484A KR101520740B1 (en) 2014-02-20 2014-02-20 Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR101520740B1 true KR101520740B1 (en) 2015-05-20

Family

ID=53394829

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020140019484A KR101520740B1 (en) 2014-02-20 2014-02-20 Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101520740B1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101559017B1 (en) 2014-07-15 2015-10-12 한국원자력연구원 Inherent-safety Reactor after nuclear decay and operating method for the reactor
KR101731817B1 (en) 2016-04-18 2017-05-04 한국원자력연구원 Reactor having cooling system using siphon principle and operating method for the reactor
WO2018212522A1 (en) * 2017-05-15 2018-11-22 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
KR20210156610A (en) * 2020-06-18 2021-12-27 한국수력원자력 주식회사 Passive residual heat removal system

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20090021722A (en) * 2007-08-28 2009-03-04 한국원자력연구원 Air/water hybrid passive reactor cavity cooling apparatus and method for core decay heat removal of a high temperature gas-cooled reactor
KR20100077215A (en) * 2007-11-15 2010-07-07 더 스테이트 오브 오레곤 액팅 바이 앤드 쓰루 더 스테이트 보드 오브 하이어 에쥬케이션 온 비해프 오브 오레곤 스테이트 유니버시티 Submerged containment vessel for a nuclear reactor
KR20140016104A (en) * 2012-07-30 2014-02-07 한국원자력연구원 Passive safety system using small safe guard vessel and integral reactor having the same

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20090021722A (en) * 2007-08-28 2009-03-04 한국원자력연구원 Air/water hybrid passive reactor cavity cooling apparatus and method for core decay heat removal of a high temperature gas-cooled reactor
KR20100077215A (en) * 2007-11-15 2010-07-07 더 스테이트 오브 오레곤 액팅 바이 앤드 쓰루 더 스테이트 보드 오브 하이어 에쥬케이션 온 비해프 오브 오레곤 스테이트 유니버시티 Submerged containment vessel for a nuclear reactor
KR20140016104A (en) * 2012-07-30 2014-02-07 한국원자력연구원 Passive safety system using small safe guard vessel and integral reactor having the same

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101559017B1 (en) 2014-07-15 2015-10-12 한국원자력연구원 Inherent-safety Reactor after nuclear decay and operating method for the reactor
KR101731817B1 (en) 2016-04-18 2017-05-04 한국원자력연구원 Reactor having cooling system using siphon principle and operating method for the reactor
WO2018212522A1 (en) * 2017-05-15 2018-11-22 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
KR20180125287A (en) * 2017-05-15 2018-11-23 킹 압둘라 시티 포 어토믹 앤드 리뉴어블 에너지 External Reactor Vessel Cooling and Electric Power Generation System
KR101973996B1 (en) 2017-05-15 2019-04-30 한국원자력연구원 External Reactor Vessel Cooling and Electric Power Generation System
US11391182B2 (en) 2017-05-15 2022-07-19 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
KR20210156610A (en) * 2020-06-18 2021-12-27 한국수력원자력 주식회사 Passive residual heat removal system
KR102414756B1 (en) 2020-06-18 2022-06-28 한국수력원자력 주식회사 Passive residual heat removal system

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8437446B2 (en) Steam generator flow by-pass system
US11756698B2 (en) Passive emergency feedwater system
KR101551744B1 (en) Reactor and operating method for the reactor
KR101654096B1 (en) Self-diagnostic Unmanned Reactor
KR101619075B1 (en) Nuclear reactor having spray cooling system on the saturated steam
US8170173B2 (en) Passive emergency feedwater system
CN105321584B (en) Containment for water cooling moderated nuclear reactor
KR101520740B1 (en) Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel
US10255999B2 (en) System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor
US20150016581A1 (en) System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor
EP2973594B1 (en) Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
JP6633613B2 (en) Passive system for removing residual heat from a nuclear reactor
JP7234150B2 (en) Isolation Condenser System, Nuclear Reactor System, and Method of Operating Isolation Condenser System
KR101564553B1 (en) No-action reactor
KR101513163B1 (en) Self cooling passive reactor having reverse pressure safe valves
JP2013057559A (en) Water cooling type nuclear power generation facility and emergency stop method for the same
KR101513167B1 (en) Self cooling passive reactor having rupturable coolant tank
KR101513166B1 (en) Self cooling passive reactor having sub heat exchange system
KR101677981B1 (en) Safty system for a nuclear power plant and nuclear power plant having the same
KR102352037B1 (en) Passive Colling System for Nuclear Reactor having Preventing Part for Over Pressure
US11942227B2 (en) Passive cooling structure for nuclear reactor
KR102072689B1 (en) Nuclear reactor
KR102248238B1 (en) Apparatus and method for makeup water injection, and nuclear power generation system
JP2024059919A (en) An emergency condenser for a highly simplified boiling water reactor.
KR20220125926A (en) Reactor having 2 step heat exchange natural circulation cooling system and method for operating the same reactor

Legal Events

Date Code Title Description
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180406

Year of fee payment: 4