KR101665551B1 - 피동 잔열 제거 계통 및 이를 포함하는 원자력 발전소 - Google Patents

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KR101665551B1
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정용훈
문장식
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한국과학기술원
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Abstract

실시 예에 따르면, 피동 잔열 제거 계통은, 냉각수가 저장되는 물탱크; 상기 물탱크 내부에 구비되며 증기 발생기로부터 유입되는 순환 유체가 상기 냉각수와 열교환되게 하는 열교환기; 상기 증기 발생기로부터 상기 열교환기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 유입 유로; 및 상기 열교환기로부터 상기 증기 발생기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 토출 유로를 포함하고,상기 물탱크는, 상기 냉각수를 저장하기 위한 외벽; 및 상기 외벽의 내측에 형성되며, 측면에 외기 유입 포트가 형성되는 내벽을 포함하고, 상기 내벽에 의해 둘러 쌓인 공간에 상기 열교환기가 배치될 수 있다.

Description

피동 잔열 제거 계통 및 이를 포함하는 원자력 발전소{A PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM AND A NUCLEAR POWER PLANT COMPRISING THEREOF}
아래의 설명은 피동 잔열 제거 계통 및 이를 포함하는 원자력 발전소에 관한 것이다. 구체적으로, 건식(dry) 또는 습식(wet)으로 전환하여 냉각시킬 수 있는 피동 잔열 제거 계통 및 이를 포함하는 원자력 발전소에 관한 것이다.
원자력 발전소는 경제성, 안전성 및 환경 보존성 등의 측면에서 여타 다른 전력 공급원에 비해 뛰어난 효과를 보이고 있다. 하지만 원자로 정지 후에도 발생하는 잔열은 원자력 발전소에서 일어나는 모든 중대사고의 원인이며, 이에 대한 대응책이 반드시 필요하다.
후쿠시마 사고 이후 개발되어지는 원자력 발전소들은 외부전력이 없어도 잔열을 제거할 수 있는 피동잔열제거계통을 구비하고 있다. 우리나라에서 개발되고 있는 원자력 발전소인 APR+ 의 경우 PAFS (Passive Auxiliary Feedwater System)를, SMART의 경우 PRHRS (Passive Residual Heat Removal System)가 구비되어 있다. 뿐만 아니라 미국의 AP1000의 경우에도 PRHR HX (Passive Residual Heat Removal Heat eXchanger)를 구비하여 피동잔열제거계통을 수행하도록 설계되었다.
한국 공개특허 제10-2015-0081725호에는, 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전이 개시된다. 상기 문헌은, 격납부 내부의 대기를 통과시키도록 상기 격납부와 통하는 제1순환유로를 구비하고 상기 격납부 내부의 압력 상승을 억제하도록 열교환을 통해 상기 격납부 내부의 대기를 냉각하는 피동격납부냉각계통, 일차계통유체 또는 이차계통유체를 통과시키는 제2순환유로를 구비하고 원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열을 제거하도록 열교환을 통해 상기 일차계통유체 또는 이차계통유체를 냉각하는 피동잔열제거계통, 및 압력 경계를 유지하면서 유체 간의 열교환을 유도하도록 플레이트에 서로 구분되게 배열되는 채널들을 구비하고 상기 대기, 상기 일차계통유체 또는 이차계통유체를 상기 채널들로 통과시켜 냉각하도록 상기 제1순환유로 및 상기 제2순환유로에 연결되는 플레이트형 열교환기를 포함하는 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전을 개시한다.
실시 예의 목적은 원자력 발전소의 궁극적인 안전성을 위해서 물탱크 급수 없이도 지속적인 잔열 제거가 가능한 피동 잔열 제거 계통 및 이를 포함하는 원자력 발전소를 제공하는 것이다.
실시 예에 따르면, 피동 잔열 제거 계통은, 냉각수가 저장되는 물탱크; 상기 물탱크 내부에 구비되며 증기 발생기로부터 유입되는 순환 유체가 상기 냉각수와 열교환되게 하는 열교환기; 상기 증기 발생기로부터 상기 열교환기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 유입 유로; 및 상기 열교환기로부터 상기 증기 발생기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 토출 유로를 포함하고,상기 물탱크는, 상기 냉각수를 저장하기 위한 외벽; 및 상기 외벽의 내측에 형성되며, 측면에 외기 유입 포트가 형성되는 내벽을 포함하고, 상기 내벽에 의해 둘러 쌓인 공간에 상기 열교환기가 배치될 수 있다.
상기 열교환기의 적어도 일부는, 상기 외기 유입 포트의 상단 높이보다 낮을 수 있다.
상기 열교환기의 적어도 일부는 다른 부분보다 더 낮게 형성될 수 있다.
상기 열교환기의 상단은 상기 외기 유입 포트의 상단보다 더 높게 위치하고, 상기 열교환기의 하단은 상기 외기 유입 포트의 하단보다 더 낮게 위치할 수 있다.
상기 열교환기는 상기 외기 유입 포트로부터 멀어지는 방향으로 갈수록 하향 경사지게 형성되는 경사면을 포함할 수 있다.
상기 열교환기는 측방에서 바라볼 때, V자 형상을 가질 수 있다.
상기 열교환기는 상하 방향으로 이격 배치되는 상측 열교환기 및 하측 열교환기를 포함할 수 있다.
상기 상측 열교환기는, 상기 외기 유입 포트의 상측에 배치될 수 있다.
상기 하측 열교환기는, 상기 외기 유입 포트의 하측에 배치될 수 있다.
상기 피동 잔열 제거 계통은, 상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 유입측에 각각 연결되는 분지 유입 유로; 및 상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 토출측에는 각각 연결되는 분지 토출 유로를 더 포함하고, 상기 각각의 분지 유입 유로는, 상기 우회 유입 유로에 연결되고, 상기 각각의 분지 토출 유로는, 상기 우회 토출 유로에 연결될 수 있다.
상기 내벽의 높이는, 상기 외벽의 높이보다 높을 수 있다.
실시 예에 따르면, 원자력 발전소는, 내부에 핵연료가 수용되는 노심; 상기 노심과 연결되며, 상기 노심으로부터 전달받은 1차 순환 유체를 통하여, 내부에 수용된 2차 순환 유체를 가열시켜 증기를 발생시키는 증기 발생기; 상기 증기 발생기와 연결되며, 상기 2차 순환 유체의 에너지를 이용하여 전기를 생성하는 발전 계통; 상기 증기 발생기와 연결되는 열교환기; 및 상기 열교환기를 수용하고, 냉각수를 저장하기 위한 외벽과, 측면 외기 유입 포트가 형성되는 내벽을 포함하는 물탱크를 포함할 수 있다.
상기 열교환기의 적어도 일부는, 상기 외기 유입 포트의 상단 높이보다 낮을 수 있다.
상기 원자력 발전소는, 상기 냉각수의 수위가 상기 열교환기보다 높을 경우, 상기 냉각수를 통하여 상기 열교환기를 습식 냉각시키고, 상기 냉각수의 수위가 상기 열교환기보다 낮을 경우, 상기 외기 유입 포트가 열리게 되어 상기 외기 유입 포트를 통하여 유입된 외기가 상기 내벽에 의해 둘러쌓인 공간을 통하여 상승하면서 상기 열교환기를 건식 냉각시킬 수 있다.
상기 열교환기는, 상기 증기 발생기 보다 높은 위치에 설치될 수 있다.
상기 원자력 발전소는, 상기 증기 발생기 및 상기 발전 계통을 연결시키는, 증기 발생기 토출 유로 및 증기 발생기 유입 유로; 및 상기 증기 발생기 및 상기 열교환기를 연결시키는, 우회 유입 유로 및 우회 토출 유로를 더 포함하고, 상기 우회 유입 유로는, 상기 증기 발생기 토출 유로에 연결되고, 상기 우회 토출 유로는, 상기 증기 발생기 유입 유로에 연결될 수 있다.
상기 원자력 발전소는, 상기 우회 유입 유로 및 상기 우회 토출 유로 중 적어도 하나 이상의 유로에 설치되며, 설치된 유로를 개방 또는 차단할 수 있는 우회 유로 밸브를 더 포함할 수 있다.
실시 예에 의하면, 물탱크 급수를 필요로 하지 않으면서도, 지속적으로 잔열을 제거할 수 있다. 1차적으로는, 물탱크 내의 물을 열침원으로 습식냉각을 통하여 잔열을 제거하고, 2차적으로 물탱크 내 물이 증발된 후에도, 건식냉각을 통하여 잔열제거를 수행할 수 있다.
또한, 물탱크의 수위를 이용한 비기계적 요소를 이용함으로써, 별도의 제어 과정이 없이도, 1차적 습식냉각 과정에서, 2차적 건식냉각으로 전환시킬 수 있다. 또한, 상기 전환 과정에서 별도의 기계요소 및 이를 구동하기 위한 전원이 필요하지 않으므로, 상기 기계요소의 고장 또는 오작동으로 인하여 동작이 불가능한 문제를 방지하여 원자력 발전소의 신뢰성을 향상시킬 수 있으며, 잔열 제거 과정 또는 전환 과정에서 필요한 소비 전력을 절약할 수 있다.
정리하면, 피동 잔열 제거 계통을 수행하는 데에 있어 물탱크 급수가 없는 상황에서도 냉각시간에 구애 받지 않고 원자로 안전성을 지킬 수 있다. 또한, 비기계적 요소들을 이용하여 습식 냉각에서 건식 냉각으로 전환될 수 있도록 설계하였기 때문에 계통의 신뢰성이 높다.
또한, 기존 원자력 발전소 주요 계통들의 구성을 해치지 않고 물탱크 및 물탱크 내 열교환기 디자인만을 수정하여 수행될 수 있기 때문에, 범용성이 높다. 다시 말하면, 기존 시스템의 간단한 변경을 통해 잔열 제거 계통의 운전 시간의 제한을 없앨 수 있다.
도 1은 실시 예에 따른 피동 잔열 제거 계통을 포함하는 원자력 발전소의 구성도이다.
도 2는 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정상 구동 상태일 때의 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다.
도 3은 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정지 상태 또는 사고시 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다.
도 4는 다른 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정상 구동 상태일 때의 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다.
도 5는 다른 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정지 상태 또는 사고시 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다.
도 6은 도 5의 I-I 절개선을 따라 절개한 단면도이다.
도 7은 도 5의 II-II 절개선을 따라 절개한 단면도이다.
이하, 실시 예들을 예시적인 도면을 통해 상세하게 설명한다. 각 도면의 구성요소들에 참조부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성요소들에 대해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하고 있음에 유의해야 한다. 또한, 실시 예를 설명함에 있어, 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 실시 예에 대한 이해를 방해한다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략한다.
또한, 실시 예의 구성 요소를 설명하는 데 있어서, 제 1, 제 2, A, B, (a), (b) 등의 용어를 사용할 수 있다. 이러한 용어는 그 구성 요소를 다른 구성 요소와 구별하기 위한 것일 뿐, 그 용어에 의해 해당 구성 요소의 본질이나 차례 또는 순서 등이 한정되지 않는다. 어떤 구성 요소가 다른 구성요소에 "연결", "결합" 또는 "접속"된다고 기재된 경우, 그 구성 요소는 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되거나 접속될 수 있지만, 각 구성 요소 사이에 또 다른 구성 요소가 "연결", "결합" 또는 "접속"될 수도 있다고 이해되어야 할 것이다.
어느 하나의 실시 예에 포함된 구성요소와, 공통적인 기능을 포함하는 구성요소는, 다른 실시 예에서 동일한 명칭을 사용하여 설명하기로 한다. 반대되는 기재가 없는 이상, 어느 하나의 실시 예에 기재한 설명은 다른 실시 예에도 적용될 수 있으며, 중복되는 범위에서 구체적인 설명은 생략하기로 한다.
도 1은 실시 예에 따른 피동 잔열 제거 계통을 포함하는 원자력 발전소의 구성도이다.
도 1을 참조하면, 실시 예에 따른 원자력 발전소(10)는, 노심(110), 증기 발생기(120), 발전 계통(130), 물탱크(140), 열교환기(150), 노심(110) 및 증기 발생기(120)를 연결하는 노심 토출 유로(161) 및 노심 유입 유로(162), 증기 발생기(120) 및 발전계통(130)을 연결하는 증기 발생기 토출 유로(163) 및 증기 발생기 유입 유로(162), 증기 발생기(120) 및 물탱크(140)를 연결하는 우회 유입 유로(165) 및 우회 토출 유로(166), 우회 유로 밸브(170)를 포함할 수 있다.
노심(110)의 내부에는 핵연료가 수용될 수 있다. 노심(110)에서 원자력 발전 반응에 의해 열이 생성되면 생성된 열은 1차 순환 유체를 가열하고, 가열된 1차 순환 유체는 노심 토출 유로(161)를 통해 증기 발생기(120)로 전달될 수 있다.
증기 발생기(120)는, 노심(110)으로부터 전달받은 에너지를 이용하여 증기를 발생시킬 수 있다. 증기 발생기(120)로 전달된 1차 순환 유체는, 증기 발생기(120)의 내부에 구비된 2차 순환 유체를 가열시키고, 노심 유입 유로(162)를 통하여 노심(110)으로 회수될 수 있다. 가열된 2차 순환 유체는 증기 발생기 토출 유로(163)를 통하여 발전 계통(130)으로 전달될 수 있다.
발전 계통(130)은, 증기 발생기(120)로부터 전달받은 에너지를 이용하여 전기를 생성할 수 있다. 발전 계통(130)으로 전달되는 2차 순환 유체는, 발전 계통(130)을 구동시킴으로써, 전기를 생성할 수 있다. 발전 계통(130)은, 예를 들어, 터빈, 복수기 등을 포함할 수 있다. 발전 계통(130)을 구동시킨 2차 순환 유체는 증기 발생기 유입 유로(164)를 통하여 증기 발생기(120)로 회수될 수 있다.
물탱크(140)의 내부에는 증기 발생기(120)로부터 전달되는 2차 순환 유체를 냉각시키기 위한 물이 수용될 수 있다. 2차 순환 유체는 우회 유입 유로(165)를 통하여 증기 발생기(120)로부터 물탱크(140) 내부의 열교환기(150)로 전달될 수 있다. 열교환기(150)로 전달된 2차 순환 유체는 물탱크(140)의 내부에 수용되는 냉각수에 의해 냉각될 수 있다. 열교환기(150)를 통과한 2차 순환 유체는 우회 토출 유로(166)를 통하여 증기 발생기(120)로 회수될 수 있다. 예를 들어, 우회 유입 유로(165)는, 증기 발생기 토출 유로(163)의 일측에 연결되고, 우회 토출 유로(166)는, 증기 발생기 유입 유로(164)의 일측에 연결될 수 있다.
열교환기(150)는, 증기 발생기(120) 보다 높은 위치에 설치될 수 있다. 이 경우, 잔열에 의해 증발된 2차 순환 유체가 자연 대류 현상에 의해 상승되고, 열교환기(150)를 흐르는 과정에서 응축되며, 응축된 2차 순환 유체는 중력에 의해 하강하여 증기 발생기(120)로 회수될 수 있다. 이는 펌프 등과 같이 외부에 의한 지원없이 피동적으로 수행될 수 있다.
유로 밸브(170)는, 2차 순환 유체가 증기 발생기(120)로부터 물탱크(140)로 유입되는 것을 선택적으로 차단할 수 있다. 유로 밸브(170)는, 우회 유입 유로(165) 및/또는 우회 토출 유로(166) 상에 구비되며, 해당 유로를 개방 또는 차단할 수 있다.
여기서, 물탱크(140), 열교환기(150), 우회 유입 유로(165), 우회 토출 유로(166) 및 우회 유로 밸브(170)를 통칭하여 "피동 잔열 제거 계통"이라고 할 수 있다. 정리하면, 원자력 발전소가 정상 구동 중인 상태에서는, 우회 유로 밸브(170)가 차단될 수 있다. 이 경우, 증기 발생기(120)에서 가열된 2차 순환 유체는 발전 계통(130)을 거치면서, 전력을 생산하고 다시 증기 발생기(120)로 회수되는 과정을 반복할 수 있다. 원자력 발전소가 정지되거나, 사고가 발생되는 경우에는 우회 유로 밸브(170)가 개방될 수 있다. 이 경우, 증기 발생기(120)에서 가열된 2차 순환 유체는 물탱크(140)의 내부에 배치된 열교환기(150)를 거치면서, 물탱크(140) 내부에 수용된 냉각수에 의해 냉각되어 다시 증기 발생기(120)로 회수될 수 있다.
도 2는 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정상 구동 상태일 때의 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이고, 도 3은 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정지 상태 또는 사고시 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다.
도 2 및 도 3을 참조하면, 실시 예에 따른 피동 잔열 제거 계통은, 비기계적 요소를 이용하여 열침원을 변경시킬 수 있다.
물탱크(140)는, 냉각수를 수용하기 위한 외벽(141)과, 외벽(141)의 내측에 중력 방향에 대하여 수직한 방향으로 연장되는 내벽(143)을 포함할 수 있다. 이때, 외벽(141) 및 내벽(143) 사이로 규정되는 공간은 외기 유입 공간(145)이라고 할 수 있다. 내벽(143)의 측면의 하측에는 외기 유입 포트(1432)가 형성될 수 있다.
도 2와 같이, 물탱크(140) 내부에 수용된 냉각수의 양이 충분할 때, 다시 말하면, 열교환기(150)가 냉각수에 침전된 상태에서는, 냉각수를 통하여 열교환기(150)가 냉각될 수 있다. 냉각수는 열교환기(150)를 침전시킬 수 있도록 충분한 수위로 물탱크(140) 내부에 저장될 수 있다. 열교환기(150)의 열은 냉각수로 전달되고, 전달되는 열에 의해 냉각수는 조금씩 증발될 수 있다.
이러한 잔열 제거 과정이 지속되면 물탱크(140) 안의 물은 점점 증발하게 되고, 물탱크(140)의 수위는 낮아지게 된다. 이에 따라 물탱크(140)의 내벽(141)에 만들어진 공기 유로(145, 1432, 147)가 열리게 되고, 열린 유로를 통하여 열교환기에 차가운 공기가 흐를 수 있다.
구체적으로 물탱크(140)의 수위가 충분히 낮아져서, 외기 유입 포트(1432)의 상단보다 더 낮아지면, 외기 유입 포트(1432)로 외기가 통과될 수 있게 된다. 내벽(143)에 의해 둘러쌓인 공간 중에서 열교환기(150) 주변의 온도가 가장 높다고 볼 수 있다. 열교환기(150) 주변의 높은 온도의 공기는 밀도차에 의해 상방, 즉, 토출 공간(147)을 따라서 상측으로 이동될 수 있다. 다시 말하면, 열교환기(150) 주변의 공기는 상승 기류를 일으키고, 열교환기(150) 주변의 압력은 낮아지므로, 외기 유입 공간(145) 및 외기 유입 포트(1432)를 통하여 차가운 외기가 유입될 수 있다. 외기 유입 포트(1432)를 통하여 유입된 외기는, 열교환기(150)를 냉각시키고, 토출 공간(147)을 따라 외부로 배출될 수 있다.
위와 같은 과정을 통하여, 2차 순환 유체는 열교환기(150)를 거치는 동안 응축되며, 중력에 의해 증기 발생기(120)로 되돌아갈 수 있다. 다시 말하면, 2차 순환 유체의 유로(165, 166)에 펌프와 같은 능동기기를 설치하지 않고도 공기의 자연대류현상을 통하여, 2차 순환 유체가 순환되도록 할 수 있다.
한편, 내벽(143)의 높이는 외벽(141)의 높이보다 높을 수 있다. 예를 들면, 내벽(143)의 높이는 외벽(141)의 높이의 2배 이상으로 설계될 수 있다. 위와 같은 구조에 의하면, 외기 토출 공간(147)을 통하여 방출되는 뜨거운 공기가, 외기 유입 공간(145)으로 유입되는 차가운 공기와 서로 열교환되는 것을 최대한 방지하여, 열교환 효율을 향상시킬 수 있다.
한편, 2차 순환 유체는 열교환기(150)에서 열침원(냉각수 또는 외기)으로 잔열을 전달하기 때문에, 물은 대략 열교환기(150)의 하단부에 해당하는 높이까지 증발하게 된다. 따라서, 충분한 공기 유로를 만들어 주기 위하여 열교환기(150)를 V자 형태로 꺾거나, 일부 열교환기를 약간 낮은 위치에 설치하는 등의 형태로 설계할 수 있다. 위와 같은 형상에 의하면, 상대적으로 낮게 설치된 열교환기(150)의 일 부분에 의해 물탱크(140) 수위는 보다 내려갈 수 있으며, 외기가 외기 유입 포트(1432)를 통하여 원활하게 유입될 수 있다.
열교환기(150)의 적어도 일부는 다른 부분보다 더 낮게 형성될 수 있다. 예를 들어, 열교환기(150)의 상단은 외기 유입 포트(1432)의 상단보다 더 높게 위치할 수 있다. 열교환기(150)의 하단은 외기 유입 포트(1432)의 하단보다 더 낮을 수 있다. 예를 들어, 열교환기(150)는 경사면을 가질 수 있다. 열교환기(150)의 경사면은 외기 유입 포트(1432)로부터 멀어지는 방향으로 갈수록 하향 경사지게 형성될 수 있다. 열교환기(150)는, 내벽(143)에 의해 둘러쌓인 공간의 중앙으로 갈수록 높이가 낮아지는 형상을 포함할 수 있다. 열교환기(150)는 측방에서 바라볼 때, 대략 V 자 형상을 가질 수 있다.
열교환기(150)는 핀 부착 관다발 형태로 설계하여 공기에 노출되는 표면적을 늘려줄 수 있다. 외기 유입 포트(1432)를 통하여 유입된 외기가 열교환기(150)와 충분한 열교환이 가능하도록, 열교환기(150)의 튜브를 내벽(143) 사이의 공간, 즉, 토출 공간(147)의 가로 단면을 따라서 전체적으로 배치시킬 수 있다.
도 4는 다른 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정상 구동 상태일 때의 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이고, 도 5는 다른 실시 예에 따른 원자력 발전소가 정지 상태 또는 사고시 피동 잔열 제거 계통을 나타내는 도면이다. 도 6은 도 5의 I-I 절개선을 따라 절개한 단면도이고, 도 7은 도 5의 II-II 절개선을 따라 절개한 단면도이다.
도 4 내지 도 7을 참조하면, 다른 실시 예에 따른 피동 잔열 제거 계통은, 복수 개의 열교환기(250)를 포함할 수 있다. 상기 복수 개의 열교환기(250)는, 상하 방향으로 이격 배치되는 상측 열교환기(252) 및 하측 열교환기(254)를 포함할 수 있다. 상측 열교환기(252)는, 예를 들면, 외기 유입 포트(1432)의 상측에 배치될 수 있다. 하측 열교환기(254)는, 상측 열교환기(252)의 하측에 배치될 수 있다. 예를 들면, 하측 열교환기(254)는, 외기 유입 포트(1432)의 하측에 배치될 수 있다.
상측 열교환기(252) 및 하측 열교환기(254) 각각의 유입측에는 분지 유입 유로(1652)가 각각 연결되고, 분지 유입 유로(1652)는, 우회 유입 유로(165)에 연결될 수 있다. 마찬가지로, 상측 열교환기(252) 및 하측 열교환기(254) 각각의 토출측에는 분지 토출 유로(1662)가 각각 연결되고, 분지 토출 유로(1662)는, 우회 토출 유로(166)에 연결될 수 있다.
위와 같은 구조에 의하면, 열교환기의 형상을 변형시키지 않고도, 물탱크(140) 내의 수위가 충분히 낮아질 수 있도록 할 수 있다.
한편, 열교환기(150), 열교환 모듈(250)을 통칭하여, "열교환 수단"이라고 할 수도 있다.
본 발명은 원자력 발전소의 안전성을 위한 계통인 피동잔열제거계통에 적용 가능한 건식-습식 하이브리드 냉각 계념설계안이다. 잔열생성량이 많은 사고 초기에는 열침원을 물로하여 빠르게 잔열을 제거하고 시간이 지난 뒤에는 공기를 열침원으로 하는 설계안이 개발되었다. 개발된 시스템은 실질적으로 무한한 시간동안 잔열 제거를 수행할 수 있어, 원자력 발전소의 안전성을 극대화 시킬 수 있다.
현재 우리나라 원자력 발전소에 적용된 피동잔열제거계통은 다음과 같이 잔열제거를 수행한다. 노심에서 생성된 잔열은 원자력 발전소의 1차계통내 냉각수에 전달되며, 뜨거워진 1차계통 냉각수는 증기발생기를 통해 2차계통 냉각수를 증발시킨다. 증발된 2차계통 냉각수는 정상운전 시에는 터빈을 통과하여 전력을 생산하지만, 사고 시에는 우회유로를 통하여 물탱크에 노출되어있는 열교환기를 통과하게 된다. 열교환기를 통과한 2차계통 냉각수는 응축되어 다시 증기발생기로 돌아간다. 2차계통 냉각수는 펌프가 아닌 기체-액체 상태의 밀도차로 만들어진 자연순환에 의해 흐르기 때문에 외부전력을 필요로 하지 않는다.
잔열제거의 열침원으로 사용되는 물탱크에 준비되는 물의 양은 원자로 정지 후 72시간동안 잔열을 제거할 수 있도록 설계된다. 따라서 원자력 발전소는 외부 지원 없이 3일 동안 안전한 상태로 유지될 수 있고, 필요에 따라서 물탱크 급수가 이루어져 보다 긴 시간동안 원자력 발전소 안전성을 유지한다.
실시 예에 의하면, 물탱크 급수를 필요로 하지 않으면서도, 지속적으로 잔열을 제거할 수 있다. 1차적으로는, 물탱크 내의 물을 열침원으로 습식냉각을 통하여 잔열을 제거하고, 2차적으로 물탱크 내 물이 증발된 후에도, 건식냉각을 통하여 잔열제거를 수행할 수 있다. 또한, 물탱크의 수위를 이용한 비기계적 요소를 이용함으로써, 별도의 제어 과정이 없이도, 1차적 습식냉각 과정에서, 2차적 건식냉각으로 전환시킬 수 있다. 또한, 상기 전환 과정에서 별도의 기계요소 및 이를 구동하기 위한 전원이 필요하지 않으므로, 상기 기계요소의 고장 또는 오작동으로 인하여 동작이 불가능한 문제를 방지하여 원자력 발전소의 신뢰성을 향상시킬 수 있으며, 잔열 제거 과정 또는 전환 과정에서 필요한 소비 전력을 절약할 수 있다. 정리하면, 피동 잔열 제거 계통을 수행하는 데에 있어 물탱크 급수가 없는 상황에서도 냉각시간에 구애 받지 않고 원자로 안전성을 지킬 수 있다. 또한, 비기계적 요소들을 이용하여 습식 냉각에서 건식 냉각으로 전환될 수 있도록 설계하였기 때문에 계통의 신뢰성이 높다. 또한, 기존 원자력 발전소 주요 계통들의 구성을 해치지 않고 물탱크 및 물탱크 내 열교환기 디자인만을 수정하여 수행될 수 있기 때문에, 범용성이 높다. 다시 말하면, 기존 시스템의 간단한 변경을 통해 잔열 제거 계통의 운전 시간의 제한을 없앨 수 있다.
이상에서 설명된 실시예는 바람직한 실시예를 설명한 것에 불과하고, 본 발명의 권리범위는 설명된 실시예에 한정되는 것은 아니며, 이 분야의 통상의 기술자에 의하여 본 발명의 기술적 사상과 특허청구범위 내에서의 다양한 변경, 변형 또는 치환이 가능할 것이며, 그와 같은 실시예들은 본 발명의 범위에 속하는 것으로 보아야 한다.

Claims (16)

  1. 냉각수가 저장되는 물탱크;
    상기 물탱크 내부에 구비되며 증기 발생기로부터 유입되는 순환 유체가 상기 냉각수와 열교환되게 하는 열교환기;
    상기 증기 발생기로부터 상기 열교환기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 유입 유로; 및
    상기 열교환기로부터 상기 증기 발생기로 상기 순환 유체를 안내하기 위한 우회 토출 유로를 포함하고,
    상기 물탱크는,
    상기 냉각수를 저장하기 위한 외벽; 및
    상기 외벽의 내측에 형성되며, 측면에 외기 유입 포트가 형성되는 내벽을 포함하고,
    상기 내벽에 의해 둘러 쌓인 공간에 상기 열교환기가 배치되고,
    상기 열교환기는 상하 방향으로 이격 배치되는 상측 열교환기 및 하측 열교환기를 포함하고,
    상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 유입측에 각각 연결되는 분지 유입 유로; 및
    상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 토출측에는 각각 연결되는 분지 토출 유로를 더 포함하고,
    상기 각각의 분지 유입 유로는, 상기 우회 유입 유로에 연결되고, 상기 각각의 분지 토출 유로는, 상기 우회 토출 유로에 연결되는 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 열교환기의 적어도 일부는, 상기 외기 유입 포트의 상단 높이보다 낮은 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  3. 삭제
  4. 제 2 항에 있어서,
    상기 열교환기의 상단은 상기 외기 유입 포트의 상단보다 더 높게 위치하고, 상기 열교환기의 하단은 상기 외기 유입 포트의 하단보다 더 낮게 위치하는 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  5. 제 2 항에 있어서,
    상기 열교환기는 상기 외기 유입 포트로부터 멀어지는 방향으로 갈수록 하향 경사지게 형성되는 경사면을 포함하는 피동 잔열 제거 계통.
  6. 청구항 6은(는) 설정등록료 납부시 포기되었습니다.
    제 2 항에 있어서,
    상기 열교환기는 측방에서 바라볼 때, V자 형상을 갖는 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  7. 삭제
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 상측 열교환기는, 상기 외기 유입 포트의 상측에 배치되는 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 하측 열교환기는, 상기 외기 유입 포트의 하측에 배치되는 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  10. 삭제
  11. 제 1 항에 있어서,
    상기 내벽의 높이는, 상기 외벽의 높이보다 높은 것을 특징으로 하는 피동 잔열 제거 계통.
  12. 내부에 핵연료가 수용되는 노심;
    상기 노심과 연결되며, 상기 노심으로부터 전달받은 1차 순환 유체를 통하여, 내부에 수용된 2차 순환 유체를 가열시켜 증기를 발생시키는 증기 발생기;
    상기 증기 발생기와 연결되며, 상기 2차 순환 유체의 에너지를 이용하여 전기를 생성하는 발전 계통;
    상기 증기 발생기와 연결되고, 상하 방향으로 이격 배치되는 상측 열교환기 및 하측 열교환기를 포함하는 열교환기;
    상기 열교환기를 수용하고, 냉각수를 저장하기 위한 외벽과, 측면에 외기 유입 포트가 형성되는 내벽을 포함하는 물탱크;
    상기 증기 발생기 및 상기 열교환기를 연결시키고, 상기 증기 발생기로부터 상기 열교환기로 상기 2차 순환 유체를 안내하기 위한 우회 유입 유로;
    상기 증기 발생기 및 상기 열교환기를 연결시키고, 상기 열교환기로부터 상기 증기 발생기로 상기 2차 순환 유체를 안내하기 위한 우회 토출 유로;
    상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 유입측에 각각 연결되는 분지 유입 유로; 및
    상기 상측 열교환기 및 하측 열교환기 각각의 토출측에 각각 연결되는 분지 토출 유로를 포함하고,
    상기 각각의 분지 유입 유로는, 상기 우회 유입 유로에 연결되고, 상기 각각의 분지 토출 유로는, 상기 우회 토출 유로에 연결되는 것을 특징으로 하는 하이브리드 원자력 발전소.
  13. 제 12 항에 있어서,
    상기 열교환기의 적어도 일부는, 상기 외기 유입 포트의 상단 높이보다 낮은 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  14. 제 12 항에 있어서,
    상기 냉각수의 수위가 상기 열교환기보다 높을 경우, 상기 냉각수를 통하여 상기 열교환기를 습식 냉각시키고,
    상기 냉각수의 수위가 상기 열교환기보다 낮을 경우, 상기 외기 유입 포트가 열리게 되어 상기 외기 유입 포트를 통하여 유입된 외기가 상기 내벽에 의해 둘러쌓인 공간을 통하여 상승하면서 상기 열교환기를 건식 냉각시키는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  15. 제 12 항에 있어서,
    상기 열교환기는, 상기 증기 발생기 보다 높은 위치에 설치되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  16. 삭제
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110021447A (zh) * 2018-01-10 2019-07-16 中广核(北京)仿真技术有限公司 一种二次侧非能动余热导出系统
WO2022019559A1 (ko) * 2020-07-23 2022-01-27 한국수력원자력 주식회사 피동보조급수계통의 피동응축탱크 냉각 시스템

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003043176A (ja) * 2001-07-30 2003-02-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置
JP2004020376A (ja) * 2002-06-17 2004-01-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用冷却器
KR100966854B1 (ko) * 2009-01-14 2010-06-29 한국원자력연구원 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통
KR20130142889A (ko) * 2012-06-20 2013-12-30 한국원자력연구원 피동잔열제거계통의 열교환기

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003043176A (ja) * 2001-07-30 2003-02-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置
JP2004020376A (ja) * 2002-06-17 2004-01-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用冷却器
KR100966854B1 (ko) * 2009-01-14 2010-06-29 한국원자력연구원 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통
KR20130142889A (ko) * 2012-06-20 2013-12-30 한국원자력연구원 피동잔열제거계통의 열교환기

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110021447A (zh) * 2018-01-10 2019-07-16 中广核(北京)仿真技术有限公司 一种二次侧非能动余热导出系统
CN110021447B (zh) * 2018-01-10 2021-06-11 中广核(北京)仿真技术有限公司 一种二次侧非能动余热导出系统
WO2022019559A1 (ko) * 2020-07-23 2022-01-27 한국수력원자력 주식회사 피동보조급수계통의 피동응축탱크 냉각 시스템
JP7480419B2 (ja) 2020-07-23 2024-05-09 コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド 被動補助給水系統の被動凝縮タンク冷却システム

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