KR101856464B1 - 압력용기 내부 온도 유지 장치 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 압력용기 내부 온도 유지 장치로서, 시험수를 시험온도까지 가열 및 유지해주는 주가열기를 구비하는 압력용기;와 상기 주가열기에 앞서 시험수의 온도를 시험온도까지 가열해주는 예비가열기;와 상기 예비가열기의 시험수를 상기 압력용기에 주입하는 주입배관과 압력용기의 시험수가 배출되는 배출배관을 포함하되 상기 배출배관 내부에 상기 주입배관이 삽입되는 열교환기;로 구성된다.

Description

압력용기 내부 온도 유지 장치{TEMPERATURE RETAINING DEVICE FOR PRESSURE VESSEL}
본 발명은 압력용기 내부온도 유지 장치 에 관한 것으로, 압력용기를 통과하는 시험수의 온도 제어를 통해 압력용기 내부의 온도를 일정하게 유지하기 위한 장치에 관한 것이다.
일반적으로 원자력 발전소는 원자로 내에 장착된 핵연료에서 발생되는 핵분열 에너지를 이용하여 전기를 생산하게 된다. 우리나라 대부분의 원자력 발전소는 가압경수로 형태로 경수를 사용하여 핵분열 에너지를 터빈으로 전달하게 된다. 대부분의 원자로를 구성하는 재료들은 고온고압의 물 환경에 노출되어 부식, 응력부식균열, 부식피로 등 다양한 재료 손상기구들에 의해 기기의 건전성이 저하되는 문제가 빈번히 발생되고 있다. 특히, 고온의 물 환경에서 원자로 내에 핵연료를 감싸고 있는 피복관의 두께 감소는 설계에 미치는 가장 중요한 인자 중 하나이다.
최근 원자력 발전소 가동조건은 경제성 향상의 일환으로 핵연료의 주기비 절감을 위하여 고연소도, 장주기에 적합한 핵연료를 요구하고 있으며, 이에따라 핵연료 피복관의 부식 손상 저항성의 개선을 위해 많은 노력을 기울이고 있다. 이러한 목적으로 핵연료 피복관의 재료로 사용되는 지르코늄 합금에 대한 부식 저항성을 증가시키기 위해 합금개발, 수화학 환경제어 등 다양한 방법을 통한 노력을 계속하고 있다.
핵연료 피복관 재질의 지르코늄 합금 부식 특성은 피복관이 노출되는 환경인 원자력 발전소 1차측 환경을 모사한 상황에서 평가되어야 한다. 원자력 발전소 1차측 환경을 모사하기 위해서는 고온고압 물 환경을 유지시키는 장치들과 수화학 조건을 제어하기 위한 장치 등 여러 복잡한 장치들로 구성된 환경모사장치가 필요하게 된다. 고온고압 물 환경에서 지르코늄 합금의 부식 시험을 수행하기 위해서는 압력용기가 필요하게 된다. 이러한 장치들은 매우 복잡한 구성으로 고가의 실험장비 제작/운전/유지보수 비용이 요구된다. 또한, 지르코늄 합금의 부식 시험은 매우 장시간의 시험시간이 필요하므로, 하나의 압력용기에 많은 시편을 장입하여 필요 시험장비의 수를 감소시키고 시험시간을 단축시키는 것이 시험의 효율성을 증대시킬 수 있는 방법이다.
피복관 재질의 지르코늄 합금 부식 시편이 장착되는 압력용기는 그 크기가 증가할수록 압력용기 내부의 온도를 일정하게 유지시키기가 매우 어렵다. 일반적으로 압력용기 상부는 온도가 높고 하부는 온도가 낮은 상태로 유지되게 되는데 압력용기의 크기가 증가할수록 상,하부의 온도차이는 커지게 된다. 시험의 효율성 증대를 위해 많은 시편을 장입하기 위해서는 압력용기 전체에 시편을 장착하여야 하는데 압력용기 내부의 온도 차이에 의해 정확한 실험 데이터를 얻을 수가 없다.
압력용기의 수를 늘려 많은 시편을 장착하는 방안을 많이 사용하게 되는데 압력용기의 제작 단가가 매우 높고 같은 환경을 모사하기 위해 별도의 고압펌프, 히터 등을 장착해야 하는데, 이러한 부품들의 단가가 매우 높아 경제성이 많이 떨어지게 된다.
등록특허공보 제10-1143220호(공개일자: 2012.05.18)
본 발명의 실시 예는 이러한 종래기술의 문제점을 해결하기 위한 것으로서, 다수의 시편을 압력용기 내부에 장착할 수 있도록 압력용기 내부의 온도를 일정하게 유지하는 장치를 제공하고자 하는 것이다.
이러한 목적을 달성하기 위한 본 발명의 실시 예에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치는, 시험수를 시험온도까지 가열 및 유지해주는 주가열기를 구비하는 압력용기;와 상기 주가열기에 앞서 시험수의 온도를 시험온도까지 가열해주는 예비가열기;와 상기 예비가열기의 시험수를 상기 압력용기에 주입하는 주입배관과 압력용기의 시험수가 배출되는 배출배관을 포함하되 상기 배출배관 내부에 상기 주입배관이 삽입되는 열교환기;로 구성된다.
바람직하게, 상기 주입배관은 압력용기 하부에 주입되어 압력용기 내 상부까지 설치되는 것을 특징으로 한다.
바람직하게, 상기 압력용기는 복수개의 시편을 적치할 수 있는 시편적치대를 포함한다.
바람직하게, 상기 시편적치대는 복수개의 고리가 형성된 것을 특징으로 한다.
본 발명의 실시 예에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치는 압력용기 내부의 시험수 온도를 일정하게 유지시킬 수 있으므로 압력용기 내부에 많은 시편을 장착하고 정확한 시험 데이터를 확보할 수 있으며 시험시간을 단축시키고 비용을 절약할 수 있다.
도 1은 본 발명에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치 단면도,
도 2는 본 발명에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치의 열교환기 확대도,
도 3은 본 발명에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치의 시편적치대 사시도,
도 4는 본 발명에 따른 압력용기 내부 온도 유지 장치의 시편적치대 평면도.
본 발명의 실시 예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시 예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시 예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한 본 명세서에 설명된 실시 예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
이하에서는 첨부된 도면을 참조하여 본 발명에 대해 상세히 설명한다.
도1은 압력용기 내부 온도 유지 장치 단면도로서, 시험수를 시험온도로 가열 및 유지해주는 주가열기(110)를 구비하는 압력용기(100)와; 주가열기(110)에 앞서 시험수의 온도를 시험온도까지 가열해주는 예비가열기(200)와; 예비가열기(200)의 시험수를 압력용기(100)에 주입하는 주입배관(310)과 압력용기(100)의 시험수가 배출되는 배출배관(320)을 포함하되 배출배관(320) 내부에 주입배관(310)이 삽입되는 열교환기(300);로 구성되며, 이때 주입배관(310)은 압력용기(100) 하부에 주입되어 상부까지 설치되며 시험수의 온도에 따른 밀도 차이로 인해 압력용기(100) 온도가 상부에서 높아지는 현상을 주입배관(310)에서 배출되는 시험수가 냉각시켜 압력용기(100) 내부의 온도 편차가 최소화된다.
예비가열기(200)는 내부에 시험수가 이동하는 배관이 형성되며 시험수가 배관을 통과하는 동안 배관에 열을 가해 통과하는 시험수의 온도를 일차적으로 올려준다. 이때, 배관은 지그재그 형태로 형성되어 시험수가 배관을 통과하는 동안 시험수를 시험온도까지 가열할 수 있다.
압력용기(100)는 예비가열기(200)에서 가열된 시험수가 배관을 통해 이동하면서 손실되는 온도를 다시 시험온도까지 올리는 주가열기(110)를 구비한다.
또한, 압력용기(100)는 내부에 복수개의 시편을 적치할 수 있는 원기둥의 시편적치대(120)를 구비하며 시편적치대(120)에 형성된 복수개의 고리(121)에 각각 시편(10)을 장착할 수 있다.
열교환기(300)는 예비가열기(200)에서 1차로 가열된 시험수를 압력용기(100) 내부로 주입하는 주입배관(310)과 압력용기(100)의 시험수가 배출되는 배출배관(320)을 포함하되 배출배관(320) 내부에 주입배관(310)이 삽입되는 형태로 구성된다.
도2는 압력용기 내부 온도 유지 장치의 열교환기 확대도로서, 열교환기(300)는 배출배관(320) 내부에 주입배관(310)이 삽입되며 시험수가 주입배관(310)을 통해 이동되면서 냉각되거나 온도가 낮아지는 것을 배출배관(320) 외부의 시험수가 다시 가열하게 된다.
주입배관(310)은 압력용기(100) 하부에 주입되어 상부까지 설치되며 시험수의 온도에 따른 밀도 차이로 인해 압력용기(100) 온도가 상부에서 높아지는 현상을 주입배관(310)에서 배출되는 시험수가 냉각시켜 압력용기(100) 내부의 온도 편차를 최소화할 수 있다.
또한 주입배관(310)이 상부까지 설치되어 주입되는 시험수의 온도가 낮더라도 시험수가 배출되기 까지 주입배관(310) 주위의 시험수 온도에 의해 가열될 수 있다.
배출배관(320)은 주입배관(310)을 감싸는 형태로 압력용기(100) 하부에 연결되는데 압력용기(100) 내부에서 상대적으로 낮은 온도의 시험수가 배출배관(320)을 통해 배출되어 압력용기(100) 내부의 시험수 순환을 원활하게 할 수 있다.
도3은 압력용기 내부에 설치되는 시편적치대의 사시도로서, 시편적치대(120)는 원기둥형상의 골조로 되어 있으며 복수개의 원형 프레임이 일정 간격 이격되어 형성된다.
또한 원형프레임에 복수개의 고리(121)가 형성되어 시편(10)을 장착하기 용이하고 원형프레임이 일정간격 이격되어 있으므로 시편(10) 장착 시 서로 부딪치거나 겹치는 것을 방지할 수 있다.
도4는 압력용기 내부에 설치되는 시편적치대의 평면도로서, 시편적치대(120)의 중심에는 배출배관(320)이 위치하게 된다.
이때, 배출배관(320)에서 배출되는 시험수에 의해 압력용기(100) 내부는 일정한 온도를 유지하며 다수의 시편(10)을 통해 정확한 시험데이터를 얻을 수 있다.
이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시 예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 명백할 것이다.
10 : 시편 100 : 압력용기
110 : 주가열기 120 : 시편적치대
121 : 고리 200 : 예비가열기
300 : 열교환기 310 : 주입배관
320 : 배출배관

Claims (4)

  1. 시험수를 시험온도까지 가열 및 유지해주는 주가열기가 내벽에 설치된 압력용기;
    상기 주가열기에 시험수가 진입되기 전에 시험수의 온도를 시험온도 까지 가열해주는 예비가열기;
    상기 예비가열기를 통과한 시험수를 상기 압력용기에 주입시키는 주입배관과, 압력용기 내부의 시험수를 외부로 배출시키는 배출배관으로 이루어지며, 배출배관 내부에 주입배관이 삽입되어 배출배관이 주입배관을 둘러싸는 형태로 제작되는 열교환기;로 구성되되,
    상기 배출배관의 말단은 압력용기의 하부에 연결되고, 주입배관은 배출배관의 말단에서부터 압력용기 내부의 상부공간을 향하여 더 연장되어, 주입배관의 말단은 압력용기 내부공간의 상부에 배치되는 것을 특징으로 하는 압력용기 내부 온도 유지 장치.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서,
    상기 압력용기는 복수개의 시편을 적치할 수 있는 시편적치대를 더 포함하는 압력용기 내부 온도 유지 장치.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 시편적치대는 복수개의 고리가 형성된 것을 특징으로 하는 압력용기 내부 온도 유지 장치.
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Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002207095A (ja) 2001-01-11 2002-07-26 Toshiba Corp 原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験装置
JP5081982B2 (ja) 2008-11-24 2012-11-28 コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド 安全弁の性能試験装置及び試験方法
JP5315167B2 (ja) * 2009-08-11 2013-10-16 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子力プラント及び原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験方法
KR101655837B1 (ko) * 2015-03-13 2016-09-08 조선대학교산학협력단 수압을 이용한 고온 튜브 파열시험 장치 및 이를 이용한 파열 시험방법

Family Cites Families (50)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2948516A (en) * 1950-11-17 1960-08-09 Gen Electric Heat exchange system with intermediate heat conductive fluids
US3141324A (en) * 1960-07-19 1964-07-21 Nalco Chemical Co Cooling water test unit
NL273960A (ko) * 1961-01-25
US3660231A (en) * 1968-11-26 1972-05-02 Gen Electric Steam cooled nuclear reactor
US3670561A (en) * 1970-01-30 1972-06-20 Alf Hundere Apparatus for determining the thermal stability of fluids
US3663725A (en) * 1970-04-23 1972-05-16 Gen Electric Corrosion inhibition
US3960496A (en) * 1975-10-30 1976-06-01 Betz Laboratories, Inc. Corrosion probe device for boiler gases
US4176544A (en) * 1978-05-04 1979-12-04 The British Petroleum Company Limited Method for determining fouling
DE2850766A1 (de) * 1978-11-09 1980-05-22 Bbc Brown Boveri & Cie Verfahren zum nachweis von korrosionsbildung in dampfturbinenanlagen und einrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
USRE33346E (en) * 1980-10-30 1990-09-25 Drew Chemical Corporation Process and apparatus for testing fluids for fouling
US4339945A (en) * 1980-10-30 1982-07-20 Drew Chemical Corporation Process and apparatus for testing fluids for fouling
US4426880A (en) * 1981-07-24 1984-01-24 Phillips Petroleum Company Method and apparatus for fluid sampling and testing
SE458484B (sv) * 1982-12-27 1989-04-03 Asea Atom Ab Saett och anordning foer karakterisering av vatten i primaerkretsen hos en kaernreaktor
US4628870A (en) * 1984-07-31 1986-12-16 Westinghouse Electric Corp. Model steam generator having means to facilitate inspection of sample tubes
US4727826A (en) * 1984-07-31 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. Model steam generator having an improved feedwater system
US4640233A (en) * 1984-07-31 1987-02-03 Westinghouse Electric Corp. Model steam generator
US4660510A (en) * 1984-07-31 1987-04-28 Westinghouse Electric Corp. Model steam generator having a thermosyphon heating means
US4635589A (en) * 1984-07-31 1987-01-13 Westinghouse Electric Corp. Model steam generator having an improved feedwater system
US4833622A (en) * 1986-11-03 1989-05-23 Combustion Engineering, Inc. Intelligent chemistry management system
US4978506A (en) * 1988-05-18 1990-12-18 Westinghouse Electric Corp. Corrosion product monitoring method and system
US5101658A (en) * 1990-11-26 1992-04-07 Alcor, Inc. Apparatus for determining the thermal stability of fluids
US5268103A (en) * 1990-07-13 1993-12-07 Isco, Inc. Apparatus and method for supercritical fluid extraction
US5178822A (en) * 1991-09-24 1993-01-12 Arkansas Power And Light Company Steam generator corrosion monitoring system and method
US5334291A (en) * 1993-07-09 1994-08-02 Safety-Kleen Corp. On-site, controlled waste concentrator and solvent regenerator apparatus
US5428653A (en) * 1993-08-05 1995-06-27 University Of New Mexico Apparatus and method for nuclear power and propulsion
US5430779A (en) * 1994-05-16 1995-07-04 Combustion Engineering, Inc. Apparatus for supporting a shroud in a nuclear reactor
US5531103A (en) * 1995-01-23 1996-07-02 Champion Technologies, Inc. Method and apparatus for determining velocity dependent corrosion rate
US5596613A (en) * 1995-03-10 1997-01-21 General Electric Company Pressure suppression containment system for boiling water reactor
US6381962B1 (en) * 1997-10-14 2002-05-07 Ebara Corporation Method and apparatus for generating electric power by combusting wastes
JP2000283896A (ja) * 1999-03-30 2000-10-13 Japan Organo Co Ltd 超臨界水反応実験装置
US6159427A (en) * 1999-04-19 2000-12-12 Ontario Power Generation Inc. Apparatus for tritium-in-water monitoring
CN1576740A (zh) * 2003-07-16 2005-02-09 来泳 统筹冷热设施的构成方法及设备
CN100493692C (zh) * 2007-06-13 2009-06-03 中国石油天然气集团公司 利用恒温换热装置进行强放热反应的方法
JP4619398B2 (ja) * 2007-11-30 2011-01-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの運転方法及び原子力プラント
JP5288394B2 (ja) * 2007-12-26 2013-09-11 独立行政法人日本原子力研究開発機構 モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器
JP4693912B2 (ja) * 2009-02-25 2011-06-01 株式会社東芝 異常水質検出装置
CN201852773U (zh) * 2010-07-30 2011-06-01 中国科学院金属研究所 一种带高温高压循环水的腐蚀疲劳试验装置
KR101143220B1 (ko) * 2010-09-02 2012-05-18 한국수력원자력 주식회사 압력용기 냉각 장치
CN102401780B (zh) * 2010-09-08 2013-09-25 中国科学院金属研究所 一种具有自动控制功能的高温高压水循环腐蚀实验系统
KR101103978B1 (ko) * 2010-12-22 2012-01-06 한국수력원자력 주식회사 고온 고압 기체 가열기
US9243848B2 (en) * 2011-01-28 2016-01-26 Aerco International, Inc. Water heating system
US20130044851A1 (en) * 2011-08-17 2013-02-21 Westinghouse Electric Company Llc Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
CA2799677C (en) * 2011-12-22 2017-01-24 Cenovus Fccl Ltd. Steam generator and method for generating steam
CN103489492B (zh) * 2012-06-12 2016-01-27 中国核动力研究设计院 一种非能动水位试验装置及试验方法
JP2014163780A (ja) * 2013-02-25 2014-09-08 Yoshiharu Maruyama 耐環境試験方法
CN104952497B (zh) * 2015-06-29 2017-05-03 中国原子能科学研究院 一种非能动余热排出热交换器试验装置
US9765978B2 (en) * 2016-02-17 2017-09-19 Craig W. Billings Low water sensor testing device
CN105954177A (zh) * 2016-04-20 2016-09-21 上海林频仪器股份有限公司 一种高温高湿型氙灯试验箱
US20190352194A1 (en) * 2017-02-07 2019-11-21 Sylvan Source, Inc. Water treatment and desalination

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002207095A (ja) 2001-01-11 2002-07-26 Toshiba Corp 原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験装置
JP5081982B2 (ja) 2008-11-24 2012-11-28 コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド 安全弁の性能試験装置及び試験方法
JP5315167B2 (ja) * 2009-08-11 2013-10-16 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子力プラント及び原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験方法
KR101655837B1 (ko) * 2015-03-13 2016-09-08 조선대학교산학협력단 수압을 이용한 고온 튜브 파열시험 장치 및 이를 이용한 파열 시험방법

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