KR101889580B1 - 자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템 - Google Patents

자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템 Download PDF

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Abstract

사용후 핵연료 저장조 내에 위치되는 수중 열교환기를 통해 사용후 핵연료 저장조를 냉각시키기 위한 보조 시스템. 각각의 트레인 또는 설비 내에서, 냉각 유체(예를 들어, 해수 또는 용수)의 단일 루프 또는 일련의 루프가 순환된다. 시스템은 모듈형이며, 비상사태 동안에 즉시 그리고 용이하게 설치되며, 그 자신의 동력원에 의한 자기 작동형일 수 있다. 요구되는 사용후 핵연료 저장조 냉각도를 성취하기 위해 다수의 트레인이 병렬로 사용될 수 있다.

Description

자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템{SELF-CONTAINED EMERGENCY SPENT NUCLEAR FUEL POOL COOLING SYSTEM}
(관련 출원의 상호 참조)
본 출원은 2011년 3월 30일자로 출원되고 발명의 명칭이 "자동식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템(SELF-OPERATING EMERGENCY SPENT FUEL POOL COOLING SYSTEM)"인 미국 가출원 제 61/469,184호에 대한 우선권을 주장한다.
본 발명은 일반적으로 원자로 발전 설비 내의 물을 냉각시키는 데 사용되는 냉각 시스템에 관한 것이며, 보다 구체적으로는 사용후 핵연료 저장조(Spent Fuel Pool)를 위한 기존의 냉각 시스템을 보충하고 그러한 설비에서 겪게 되는 비상 사태를 수용하도록 설계된 임시 냉각 시스템에 관한 것이다.
원자력 발전 설비에서, 핵연료 및 물을 수용하는 원자로 용기는 재장전 캐비티(refueling cavity) 또는 원자로 캐비티(reactor cavity)로 통상적으로 지칭되는 것 내에 위치된다. 발전 동안에, 보통 물인 1차 유체 냉각재가 핵연료에 의해 가열되고, 열은 전기 발전을 위한 증기를 발생시키는 데 사용된다. 재장전을 위한 운전 정지(shutdown) 또는 원자로가 작동하고 있지 않을 때의 다른 기간 동안에, 핵연료로부터의 붕괴열은 계속하여 원자로 용기 내의 물을 가열한다. 물은 핵연료가 용기로부터 제거될 수 있기 전에 원하는 레벨로 냉각되고 원자로 캐비티를 경유해 설비의 사용후 핵연료 저장조로 이송되어야 한다. 원자로 노심에 의해 발생되는 잔류 붕괴열은 영구적으로 설치된 잔열 제거 시스템에 의해 운전 정지 동안에 냉각된다. 잔열 제거 시스템은 운전 정지 동안에 원자로 노심 내의 핵연료로부터 비롯되는 붕괴열을 위한 열교환 냉각을 제공한다. 이러한 시스템의 열 제거 용량은 필연적으로 크다. 통상의 운전 정지 동안에, 핵연료가 노심으로부터 제거될 수 있는 정도까지 핵연료로부터 붕괴열을 제거하기 위해 잔열 제거 시스템이 수일 동안 작동된다. 이는 핵연료를 위한 종국적인 저장 장소인 사용후 핵연료 저장조가 발전소 운전 정지 직후에 핵연료에 의해 발생되는 높은 레벨의 잔열을 제거하기에 충분한 냉각 용량을 갖지 않는, 영구적으로 설치된 냉각 시스템을 갖는다는 사실에 기인한다.
따라서, 원자로 노심으로부터의 핵연료의 제거를 필요로 하는 상황에서, 오늘날의 원자력 발전소에 있어서의 영구적인 냉각 시스템 구성은 원자로 정비, 예를 들어 재장전 또는 원자로 재순환 시스템과 같은 구성요소의 오염제거를 허용하도록 핵연료가 사용후 핵연료 저장조로 안전하게 제거될 수 있는 정도까지 핵연료를 냉각시키기 위해 잔열 제거 시스템이 수일의 기간 동안 작동될 것을 필요로 한다. 미국 특허 제 5,268,942 호는 잔열 제거 시스템을 증대시키고 그 공정을 가속하기 위해 격납용기(containment) 내에 영구적으로 보관될 수 있는 보조 냉각 시스템을 기술하고 있다. 그러한 보조 시스템이 없다면, 정비 요원은 핵연료 제거를 진행하기 전에 잔열 제거 시스템이 원자로 노심을 적절히 냉각시킬 때까지 수일을 기다려야 한다. 이러한 냉각 시간은 설비의 총 운전 정지 기간을 증가시켜서, 운전 정지 운용의 비용을 증가시켜, 운전 정지 동안에 구매되는 대체 전력의 비용뿐만 아니라 수입 손실로 이어진다. 반면에, 그러한 보조 시스템의 비용 또는 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템의 용량을 증가시키는 비용은 고가이다.
일본에서의 2011년 3월 11일 지진 및 쓰나미는 심각한 피해 및 후쿠시마 다이치 원자력 발전소의 발전소 정전을 야기하였다. 발전소는 지진 후에 성공적으로 운전 정지되었지만, 뒤이은 쓰나미는 발전소가 원자로 및 사용후 핵연료 저장조의 냉각을 담당하는 냉각 시스템에 전력을 되돌려 줄 수 없게 만들었다. 이는 3개의 유닛에서의 노심 핵연료 용융, 물 보유량의 손실, 사용후 핵연료 저장조 내에서의 잠재적인 핵연료 파손, 및 환경 중으로의 방사능 방출을 야기하였다. 세계의 원자력 발전소에, 그리고 원자력 발전소의 원래의 설계 기준을 넘어서는 사고에 대응할 수 있고자 하는 요구에, 증가된 철저한 검토가 집중되고 있다. 본 명세서에 기술된 실시예는 보조 냉각 시스템이 신속히 동원 및 설치되는 것을 가능하게 하여 정상적인 발전소 장비가 또다시 서비스를 제공할 수 있을 때까지 사용후 핵연료 저장조로부터 붕괴열을 제거하는 자급식(self-contained), 자족형(self-sufficient) 수단을 제공하는 방식으로 기존 시스템의 능력을 확장시킨다.
따라서, 고유의 냉각 시스템이 작동 불가능하거나 임의의 이유로 부적절한 것으로 판명된 경우에 사용후 핵연료 저장조에 적절한 냉각을 제공하도록 원자력 발전소 현장으로 용이하게 운반되고 신속히 설치 및 작동될 수 있는 이동식(portable) 냉각 시스템 또는 보조 설치 냉각 시스템을 제공하는 것이 본 명세서에 기술된 실시예의 목적이다.
정상적인 발전소 장비가 또다시 서비스를 제공할 수 있을 때까지 사용후 핵연료 저장조로부터 붕괴열을 제거하는 자급식 및 자족형 수단인 그러한 냉각 시스템을 제공하는 것이 추가 목적이다.
이들 목적 및 다른 목적은 물 또는 붕산수와 같은 액체로 적어도 부분적으로 충전된 사용후 핵연료 저장조(spent nuclear fuel pool)로 운반되고 즉시 연결될 수 있는 자기-구동형 잔열 제거 시스템을 제공하는, 본 명세서에 기술되는 실시예에 의해 달성된다. 잔열 제거 시스템은 냉각 도관을 포함하며, 이 냉각 도관은 사용후 핵연료 저장조 내에 사용후 핵연료가 잠수되는 액체 내에 배치되고, 냉각 도관의 내부는 사용후 핵연료 저장조 내의 액체로부터 격리된다. 사용후 핵연료 저장조로부터 떨어져 있는 냉각재 유체 저장소는 결합 라인(coupling line)에 의해 냉각 도관에 연결되며, 이 결합 라인을 통해 냉각재가 냉각재 유체 저장부로부터 냉각 도관을 통해 그리고 수용지(receiving pond)로 순환될 수 있다. 냉각재를 결합 라인을 통해 순환시키기 위한 순환 기구가 제공된다. 일 실시예에서, 순환 기구는 1차 동력원 또는 보조 동력원에 의해 구동되는 펌프이다. 바람직하게는, 펌프는 디젤 또는 가솔린 구동 펌프이다. 일 실시예에서, 디젤 또는 가솔린 구동 펌프는 소방차이다. 대안적으로, 보조 동력원은 전동 발전기(motor-generator) 또는 배터리이다. 냉각 시스템이 영구적으로 설치되는 실시예에서, 순환 기구는 사용후 핵연료 저장조 내의 액체가 사전 선택된 온도를 초과해 상승할 때 순환 기구를 작동시키는 제어 유닛을 포함한다.
또 다른 실시예에서, 냉각 도관은 냉각 코일이며, 바람직하게는 냉각 도관은 어쩌면 다수의 동력원 및/또는 냉각재 유체 저장소를 이용하는, 결합 라인에 병렬로 연결되는 복수의 냉각 도관, 예를 들어 냉각 코일을 포함한다. 현실적으로 이용가능한 경우, 냉각재는 해수, 또는 대안적으로 임의의 다른 근처의 공급원으로부터의 물일 수 있다. 부가적으로, 냉각재 유체가 수용지로 배출되기 전에 냉각재 유체를 냉각시키기 위해 냉각 타워가 수용지와 관련될 수 있다. 바람직하게는, 냉각 도관은 그룹 90/10, 70/30 또는 모넬(Monel)로부터 선택된 구리-니켈 합금과 같은 내해수성 재료로 구성된다.
또한, 본 발명은 첨부된 도면과 함께 읽을 때에 바람직한 실시예의 이하의 설명으로부터 추가적으로 이해될 수 있다.
도 1은 본 명세서에 기술된 실시예의 이점을 채용할 수 있는 보조 잔열 제거 시스템의 일 실시예를 갖는 전형적인 경수 원자로 발전 설비의 관련 구성요소의 레이아웃의 개략도,
도 2는 본 명세서에 기술된 보조 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템을 포함하는, 도 1에 도시된 사용후 핵연료 저장조의 개략도,
도 3은 도 2에 도시된 실시예에서 채용될 수 있는 수중 냉각 코일의 사시도.
도 1에 도시된 바와 같이, 전형적인 경수 원자로 발전 설비 - 이것의 관련 부품만이 도시됨 - 에서, 원자로 건물(reactor building)(23)은 보통 핵연료 다발 - 통상적으로 핵연료 집합체로 지칭됨 - 의 형태인 핵연료(4)의 많은 요소를 포함하는 노심(3)을 수용하는 원자로 용기(2)를 수용한다. 발전 작동 동안에, 원자로 용기(2)는 상부 또는 헤드(5)에 의해 폐쇄된다. 원자로 용기(2)는, 일부 설계에서 운전 정지 동안에 사용후 핵연료 저장조(7)에 유체 연결되는 원자로 캐비티(6) 내에 위치된다. 그러나, 원자로 캐비티가 운전 정지 동안에 사용후 핵연료 저장조에 연결되는 설계에서조차도, 작동 동안의 격납용기 격리는 사용후 핵연료 저장조 물이 재장전 캐비티 및 원자로 캐비티 내의 물과 분리될 것을 요구한다. 도 1에 도시된 설비 실시예에서, 사용후 핵연료 저장조(7)는 사용후 핵연료 저장조(7)를 원자로 캐비티(6)로부터 격리시키기 위해 게이트(도시되지 않음) 또는 당업계에 공지된 다른 수단에 의해 폐쇄될 수 있는, 폐쇄가능한 개구(9)를 갖는 벽(8)에 의해 원자로 캐비티로부터 분리된다. 원자력 발전 설비의 다양한 실시예가 가능하기 때문에, 사용후 핵연료 저장조(7) 및 원자로 캐비티(6)는 공동으로 그리고 별도로 "복합 핵연료 저장조(10)"로 지칭될 것이며, 이는 사용후 핵연료 저장조(7) 또는 원자로 캐비티(6) 내의 임의의 지점을 지칭할 것이다. 복합 핵연료 저장조(10)의 대안적인 실시예의 일 예는 사용후 핵연료 저장조와 원자로 캐비티가 벽(8)보다는 도관(예를 들어, "핵연료 이송로", 도시되지 않음)에 의해 분리된 것이다. 사용후 핵연료 저장조(7)는 전형적으로 사용후 핵연료 저장조(7) 내에 저장되는 사용후 핵연료 다발을 지지하는 핵연료 랙(rack)(11)을 포함한다.
발전 작동 동안에, 원자로 헤드(5)는 폐쇄되고, 통상적으로 원자로 냉각재(전형적으로 물)로 지칭되는 1차 유체(12)는 노심(3) 위의 작동 레벨(13)로 원자로 용기(2) 내에 수용된다. 노심(3)은 1차 유체(12)를 가열하며, 이는 전기를 생성하기 위한 원동력으로서 채용되는 증기를 발생시키는 데 사용된다. 발전에 사용되는 광범위한 배관 및 추가 장비는 본 실시예에 관련되지 않으며 이에 따라 도시되어 있지 않다. 원자로 재순환 시스템(14)이 물을 원자로 용기(2) 내에서 재순환시키고, 운전 정지 동안에 잔열 제거 시스템(15)에 유체 연결된다. 도 1에 도시된 설비에서, 원자로 재순환 시스템(14)은 "A" 루프(16) 및 "B" 루프(17)를 포함한다. 재순환은 순환 펌프(18)에 의해 유지된다. 밸브(19)는 발전 작동 동안에 잔열 제거 시스템(15)으로부터의 원자로 재순환 시스템(14)의 격리를 제공한다. 물론, 많은 상이한 구성의 배관 및 밸브가 가능하며 설비마다 달라진다.
설비(1)는 전부 또는 일부 핵연료 교체, 구성요소의 오염제거 또는 다른 이유를 비롯한 다양한 이유로 운전 정지될 수 있다. 시스템을 안전하게 유지하기 위해 상세한 운전 정지 절차가 요구된다. 핵연료 다발(4)을 노심(3)으로부터 제거하기 위해, 원자로 헤드(5)가 제거되고, 1차 유체(12)의 레벨이 복합 핵연료 저장조(10) 내에서 재장전 레벨(20)로 상승된다. 이 단계에 이어서, 폐쇄가능한 개구(9)가 개방 위치로 작동되어, 1차 유체(12)가 사용후 핵연료 저장조(7)와 원자로 캐비티(6) 둘 모두 내에서 재장전 수위(20)를 동등하게 하도록 한다. 일단 재장전 1차 유체 레벨(20)이 안정되면, 핵연료 다발(4)이 노심(3)으로부터 들어올려지고 핵연료 랙(11) 내에 배치될 수 있다. 그러나, 핵연료 다발이 노심으로부터 제거될 수 있기 전에 이 절차 동안에 핵연료 다발(4)로부터의 초기 붕괴열이 먼저 제거되어야 한다.
일단 노심(3)이 운전 정지되면, 핵연료(4)에 의해 붕괴열이 계속하여 발생된다. 잔열 제거 시스템(15)은 1차 유체(12)를 냉각시켜, 시스템 운전 정지시에 발생되는 초기 붕괴열을 제거하도록 설계된 열교환 시스템이다. 유동 화살표(21)로 도시된 바와 같이, 잔열 제거 시스템(15)은 1차 유체(12)를 냉각시키고 냉각된 1차 유체(12)를 다시 원자로 용기(2)로 재순환시킨다. 전술된 바와 같이, 미국 특허 제 5,268,942 호에 기술된 보조 잔열 제거 시스템 이전에, 1차 유체(12)를 냉각시키는 전형적인 방법은 초기의 대량의 붕괴열이 1차 유체(12)로부터 제거될 때까지 수일 동안의 잔열 제거 시스템(15)의 작동을 필요로 하였다. 잔열 제거 시스템 작동 동안에 제거되는 열의 양은 대략 15,000,000 BTU/hr일 수 있다. 잔열 제거 시스템(15)은 전통적으로 핵연료 다발(4)이 사용후 핵연료 저장조(7)로 제거될 수 있는 정도까지 냉각될 때까지 작동되었으며, 여기서 더 작은 용량의 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템(22)이 계속하여 (화살표(26)로 나타낸 바와 같이) 사용후 핵연료 저장조(7)로부터 1차 유체를 순환시키고 훨씬 더 낮은 속도, 예를 들어 1,000,000 BTU/hr로 붕괴열을 제거할 것이다. 잔열 제거 시스템(15) 및 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템(22)은 설비(1) 내에 영구적으로 설치된다. 설치의 영구적인 특징뿐만 아니라, 안전, 잉여성(redundancy), 라이센싱(licensing) 및 오염 문제로 인해, 영구적인 냉각 시스템의 변경은 실행 불가능하고 지나치게 비용이 많이 들 것이다.
임시 보조 냉각 시스템(30)이 미국 특허 제 5,268,942 호에 기술되어 있으며, 설비(1)에 대한 추가의 영구적인 연결 없이 즉시의 증가된 냉각 용량을 제공한다. 냉각 시스템(30)은 1차 열교환 시스템(31)을 포함하며, 이 1차 열교환 시스템은 1차 유체(12)로부터 2차 냉각 유체로 열을 전달하기 위한 1차 열교환기, 1차 유체 열교환기를 통해 1차 유체를 순환시키기 위한 1차 유체 펌프, 1차 유체 펌프 흡입 라인(34) 및 1차 유체 배출 라인(36)을 포함한다. 1차 유체(12)는 1차 열교환 시스템(31) 내에서 순환되며, 여기서 열이 2차 냉각 유체로부터 2차 열교환 시스템으로 전달된다. 열교환 장비, 펌프 및 다른 구성요소 모두는 스키드(skid) 상에 장착되고 설비(1) 내에 일시적으로 위치된다고 말해진다. 설비(1) 내의 극심한 공간 제한으로 인해, 이러한 보조 잔열 제거 시스템(30)의 구성요소는 설비(1) 내의 다양한 위치 내에 위치될 수 있다. 1차 열교환 시스템(31) 내에서 순환하는 방사능 입자로 인해, 1차 열교환 시스템(31)을 격납 건물(23) 내에 위치시키는 것이 바람직하다.
상기의 시스템과는 대조적으로, 본 명세서에 기술된 실시예는 크게 감소된 비용으로 사용후 핵연료 저장조에 보조 냉각을 제공하기 위한 훨씬 더 간단하고 비용이 덜 드는 해법을 제공한다. 이하에 기술되는 실시예는 설비의 일체형 부분으로서 구성되거나, 비상사태의 경우에 필요한 바에 따라 배치될 수 있다. 본 시스템은 대부분의 임의의 설비와 함께 사용될 수 있으며, 이전의 시스템과는 달리 이동식이고 다수의 설비에 의해 공유될 수 있다.
전력의 사고 손실, 기존의 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템에 있어서의 기능 손실, 또는 둘 모두의 경우에, 적절한 냉각을 유지하고 사용후 핵연료 저장조 내의 사용후 핵연료를 보호하는 능력이 도전을 받는다. 전형적으로, 사용후 핵연료 저장조는 냉각 능력이 손상된 후 수일 또는 수주의 기간 동안, 전형적으로 붕산수인 저장조 내의 유체의 비등(boiling)을 통해 소정의 냉각도(degree of cooling)를 계속하여 유지할 것이다. 비상 또는 보조 사용후 핵연료 냉각 시스템을 배치하는 것이 필요하게 되는 시점에서, 상황은 기존의 백업 시스템을 검사하고 재시동시키기 위해 그 현장에 접근하는 것을 어렵게 또는 불가능하게 만들 수 있다. 극단적인 경우에는, 비상 백업 냉각 시스템의 배치 후에 사용후 핵연료 저장조의 환경이 접근가능하지 않을 것으로 생각된다. 이러한 이유로, 연장된 무인 작동의 능력을 갖는 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템을 상술하는 것이 바람직하다. 그러한 시스템이 장기간의 계속되는 전력 손실 동안에 가동될 수 있는 것이 또한 바람직하다.
이하에 기재되는 실시예는 사용후 핵연료 저장조 내에 즉시 잠기는 수중 열교환기의 사용을 통해 사용후 핵연료 저장조에 냉각을 제공한다. 각각의 트레인(train) 또는 설비 내에서, 냉각 유체(예를 들어, 해수 또는 용수)의 단일 루프 또는 일련의 루프가 순환된다. 본 명세서에 기술된 시스템은 용수 공급부 상에 배치된 보조 냉각 또는 공급된 AC 전력의 가능한 예외를 갖는 모듈형 및 자립형의 것이다. 원하는 사용후 핵연료 저장조 냉각도를 성취하기 위해 시스템의 다수의 트레인 또는 설비가 사용될 수 있다.
시스템의 의도된 용도는 전력 손실, 기존의 사용후 핵연료 냉각 시스템의 고장, 또는 둘 모두의 영향을 완화시키는 것이다. 본 명세서에 제공되는 시스템은 사용후 핵연료 저장조 내에서의 벌크 비등(bulk boiling)을 방지하거나 최소화함으로써 기능을 하며, 이에 따라 사용후 핵연료 저장조로부터의 유체의 손실을 감소시킨다. 이러한 방식으로, 추가 냉각 및 유체 보충 요건이 제거되거나 적어도 완화된다.
전술된 바와 같이, 종래의 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템은 사용후 핵연료 저장조로부터 사용후 핵연료 저장조의 외측에 위치된 하나 이상의 열교환기를 통해, 그리고 또한 전형적으로 필터, 탈염기 또는 다른 수처리 구성요소를 통해 유체를 순환시킨다.
본 명세서에 제공되는 시스템은 이러한 유형의 종래 시스템에 비해 다수의 이점을 제공한다. 이점은 하기를 포함한다:
· 사용후 핵연료 저장조로부터 본 명세서에 제공되는 시스템과 관련된 장비로의 또는 환경 중으로의 누출의 가능성이 크게 감소된다.
· 시스템의 복잡성이 상당히 감소되어, 시스템 신뢰성을 개선시키고, 전력 공급의 부재시에 기능할 수 있는 독립형 시스템으로서의 대안적인 용도를 지원한다.
· 깨끗한(즉, 실질적으로 비방사성) 유체만이 시스템의 펌프 및 라인을 통해 순환하기 때문에, 시스템을 작동시키거나 유지하는 사람들에 대한 방사선 노출의 위험이 극히 적으며, 시스템의 어떠한 부분도 주위 영역에 있어서의 방사선 레벨에 기여하지 않는다. 시스템은 주위 작업 환경에 악영향을 미치지 않는다.
· 열교환기를 유체 충전된 사용후 핵연료 저장조 내에 침지시키는 능력 및 의도는 방사선 차폐를 제공하여, 시스템 및 구성요소를 사용후 핵연료 저장조 내의 기존의 유체보다 방사선학적으로 더 나쁘게 만들지 않는다.
· 시스템의 더 낮은 중량, 체적 및 복잡도는 원격 위치 또는 접근하기 어려운 위치에서도 그것의 신속한 조립, 시험 및 배치를 용이하게 한다.
· 사용후 핵연료 저장조, 그리고 어쩌면 냉각 유체 내의 상황으로 인한, 방사선 또는 화학적 분해에 대한 높은 저항도.
본 명세서에 제공되는 바와 같은 그러한 시스템은 사용후 핵연료 저장조의 열적 및 방사선학적 환경을 견딜 수 있어야 한다. 시스템은 사용후 핵연료의 완전 또는 부분 충전된 저장소로부터 붕괴열의 적어도 일부를 제거할 수 있어야 한다. 시스템은 또한 침지된 열교환기 및 사용후 핵연료 저장조 내의 액체를 통해 순환하는 냉각 루프가 물리적으로 그리고 화학적으로 분리되어 유지될 것이라는 합리적인 레벨의 보장을 제공하여야 한다. 또한, 시스템의 잠수된 부분은 그것이 노출될 예상 방사선 노출량에 대한 합리적인 레벨의 저항을 제공하여야 한다. 마지막으로, 재료는 예상되는 유체의 유형 - 이것은 현재 순환 냉각재로서의 해수 및 사용후 핵연료 저장조 내의 수성 붕산 용액을 포함함 - 에서 내부식성이어야 한다. 열교환기 재료의 선택은 이들 고려사항 모두를 성취하거나 이에 대처하여야 한다. 그러한 재료의 매우 적합한 예 중 하나는 구리-니켈 합금[예를 들어, 90/10, 70/30 또는 모넬(Monel)] 또는 전술된 환경을 견딜 수 있는 다른 재료이다.
도 2는 본 명세서에 제공되는 개념의 일 실시예의 개략도이며, 격납 건물(23) 내에 넣어진 사용후 핵연료 저장조(7)를 도시하고 있다. 사용후 핵연료 저장조는 저장조의 바닥에 잠겨서 지지되는 핵연료 집합체 랙(11)을 가지며, 이때 냉각 도관(38)이 핵연료 집합체 랙(11) 위에 잠수되어 있다. 냉각 도관(38)은 도 3에 도시된 코일 관(40)과 같은 열교환기일 수 있다. 다시 도 2를 참조하면, 열교환기(38)는 입구 부분(42) 및 출구 부분(44)을 갖는 결합 라인(42, 44)에 의해 연결된다. 입구 부분(42)은 해수(편리한 경우), 강물, 저류지(holding pond) 또는 냉각 유체의 다른 공급원 - 이하 냉각재 유체 저장소로 일반적으로 지칭됨 - 일 수 있는 다량의 물(50) 내에 잠긴 스트레이너(strainer)(48)를 바람직하게 갖는 흡입부(46)를 갖는다. 냉각 유체(50)는 보조 동력원(54)에 의해 동력이 공급되는 펌프(52)에 의해 순환된다. 펌프가 전기적으로 구동되는 경우, 펌프는 디젤 발전기 백업을 갖는 선전류(line current)에 의해 전력을 공급받을 수 있다. 대안적으로, 펌프는 디젤 또는 가솔린 구동될 수 있고, 바람직하게는 자급식(self-priming)이다. 냉각 유체는 결합 라인의 흡입 부분(42)을 통해, 열교환기(38)를 통해, 그리고 결합 라인의 출구 부분(44)을 통해 밖으로 보내지며, 결합 라인의 출구 부분에서 냉각 유체는 바람직하게는 다시 공급원(50)으로 배출된다. 공급원(50)이 저류지인 경우, 결합 라인 출구 부분(44)은, 배출물이 흡입부(46)를 통해 재순환되기 전에, 또는 배출물이 그것의 승온에서 환경에 대한 피해를 야기할 경우에, 배출물을 냉각시키는 냉각 타워(56) 또는 몇몇 다른 수단을 또한 포함할 수 있다.
하나의 실시예에서, 보조 냉각 시스템(62)이 영구적인 설비로서 포함되는 경우, 펌프(52)에는 저장조의 상태의 표시를 제공하는 사용후 핵연료 저장조(7) 내의, 열전쌍 또는 레벨 센서와 같은, 센서(60)로부터 입력을 수신하는 제어 시스템(58)이 제공될 수 있다. 이어서 제어 시스템은 예를 들어 사용후 핵연료 저장조(7)가 사전결정된 온도를 초과하여 상승하면 펌프(52)를 자동적으로 작동시킬 수 있다. 보조 냉각 시스템(62)이 약간 비상의 상황 하에서 배치되는 경우, 결합 라인(42, 44)은 1/2 인치 이상의 소방 호스일 수 있고, 펌프(52)를 작동시키는 보조 동력원(54)은 소방차일 수 있다. 일 실시예에서, 펌프(52, 순환 기구)는 사용후 핵연료 저장조 내의 액체가 사전 선택된 레벨에 도달한 경우에만 작동되는 능동 기구이다. 일 실시예에서, 제어 시스템(58)은 사용후 핵연료 저장조 내의 액체가 사전 선택된 레벨에 도달한 경우에만 펌프(52, 순환기구)를 작동시키도록 구성된다.
따라서, 사용후 핵연료 저장조 유체는 열교환기(38)의 외측 관 벽과 자유롭게 접촉하고, 사용후 핵연료 저장조 내에서의 자연적인 순환 및 비등 순환은 벌크 유체 내로의 외측 벽을 통한 열의 교환을 돕는다. 시스템의 1차 목적이 비등을 방지하는 것 또는 비등 속도를 감소시키는 것이기 때문에, 비등점 훨씬 아래의 온도에서의 사용후 핵연료 저장조 내의 더 적은 순환을 허용하는 열적 조건은, 시스템이 그것의 기능을 수행하는 것을 완전히 방지하지는 않을 것이다. 시스템의 단일 트레인이 평형(즉, 총 열 손실이 열 생산과 동등함)에 요구되는 것보다 더 적은 열을 제거하는 경우, 열교환기 관의 외측 표면에서 강력한 열 제거 조건이 발생할 때까지 사용후 핵연료 저장조 내의 온도가 계속하여 증가하거나 비등의 레벨이 증가할 것이다. 또한, 이 시점 이전에, 온도 구배로 인한 사용후 핵연료 저장조 내의 유체 순환은 실질적인 혼합을 제공하여, 열교환기의 외측 표면에서 그리고 그 부근에서 더 큰 열 구배를 야기하는 경향이 있을 것이다. 이들 조건은, 구리 또는 구리-니켈 합금[90/10, 70/30, 몬델(Mondel) 등]과 같은 고효율 열전도체의 선택과 결합하여, 시스템에 대한 높은 열효율을 생성할 것이다. 깨끗한 외부 냉각 유체의 배출은 바람직하게는 사용후 핵연료 저장조를 수용하는 건물 밖에서 발생하지만, 예를 들어 저류 탱크(retention tank) - 임의의 누출 또는 재료 분해의 가능성을 평가하기 위해 이 저류 탱크로부터 샘플을 취할 수 있음 - 의 사용을 포함할 수 있는 대안적인 수단 내에 포집되거나 저류될 수 있다.
본 발명의 구체적인 실시예가 상세히 기술되었지만, 본 명세서의 전반적인 교시내용에 비추어 이들 상세사항에 대한 다양한 변경 및 대안이 개발될 수 있음이 당업자에 의해 이해될 것이다. 예를 들어, 냉각 도관의 둘 이상의 트레인이 시스템의 냉각 용량을 증가시키기 위해 단일 또는 다수의 결합 라인에 병렬로 연결될 수 있다. 냉각 도관의 병렬 시스템은 순환 기구를 공유할 수 있으며, 냉각 도관 중 둘 이상이 독립적인 순환 기구를 가질 수 있다. 또한, 결합 라인은 잉여성, 적절한 양의 냉각재를 추가로 보장하고 환경에 대한 영향을 감소시키기 위해 냉각재의 여러 공급원에 각각 연결될 수 있다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 예시적인 것일 뿐이며, 첨부된 특허청구범위의 최대 범위 및 그것의 임의의 그리고 모든 동등물로 주어져야 하는 본 발명의 범위에 대해 제한하는 것이 아니도록 의도된다.

Claims (15)

  1. 사용후 핵연료 냉각 시스템(spent nuclear fuel cooling system)에 있어서,
    물을 포함하는 액체로 적어도 부분적으로 충전된 사용후 핵연료 저장조(7);
    상기 사용후 핵연료 저장조(7) 내에 직접적으로 잠수된 냉각 도관(38)으로서, 상기 냉각 도관의 외측 벽은 상기 액체와 제한없이 접촉하고, 상기 냉각 도관의 내부는 상기 사용후 핵연료 저장조 내의 상기 액체로부터 격리된, 상기 냉각 도관(38);
    결합 라인(coupling line)(42)에 의해 상기 냉각 도관(38)에 연결된, 상기 사용후 핵연료 저장조(7)로부터 떨어져 있는 냉각재 유체 저장소(coolant fluid reservoir)(50)로서, 상기 결합 라인(42)을 통해 냉각재가 상기 냉각재 유체 저장소로부터 상기 냉각 도관을 통해 그리고 수용지(receiving pond)로 순환될 수 있는, 상기 냉각재 유체 저장소(50);
    상기 냉각재를 상기 결합 라인(42)을 통해 순환시키도록 구성된 순환 기구(52);
    상기 사용후 핵연료 저장조의 상태를 감시하여 상기 사용후 핵연료 저장조의 상태를 나타내는 센서 출력을 제공하도록 구성된 센서(60); 및
    상기 센서 출력에 연결되고, 상기 사용후 핵연료 저장조의 상태에 대응하여 상기 순환 기구를 작동시키도록 구성된 제어 시스템(58)을 포함하는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 순환 기구(52)는 1차 또는 보조 동력원(54)에 의해 동력이 공급되는 펌프인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  3. 제 2 항에 있어서,
    상기 보조 동력원(54)은 전동 발전기(motor-generator)인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  4. 제 2 항에 있어서,
    상기 펌프(52)는 디젤 또는 가솔린 구동 펌프인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  5. 제 4 항에 있어서,
    상기 디젤 또는 가솔린 구동 펌프(52)는 소방차인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어 시스템(58)은 상기 사용후 핵연료 저장조 내의 상기 액체가 사전 선택된 온도를 초과하여 상승한 경우에만 상기 순환 기구(52)를 작동시키도록 구성되는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 냉각 도관(38)은 상기 결합 라인(42)에 병렬로 연결되는 복수의 냉각 도관을 포함하는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 냉각 도관(38)은 복수의 냉각 코일(40)인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 냉각재는 해수인
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  10. 제 1 항에 있어서,
    상기 수용지는 냉각 타워를 포함하는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  11. 제 1 항에 있어서,
    상기 냉각 도관(38)은 그룹 90/10, 70/30 및 모넬(Monel)로부터 선택된 구리-니켈 합금으로 구성되는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  12. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어 시스템(58)은 상기 사용후 핵연료 저장조 내의 상기 액체가 사전 선택된 레벨에 도달한 경우에만 상기 순환 기구(52)를 작동시키도록 구성되는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  13. 제 1 항에 있어서,
    각각의 대응하는 결합 라인(42)을 통해 병렬로 상기 냉각재 유체 저장소(50)에 연결된 복수의 냉각 도관(38)을 포함하는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  14. 제 13 항에 있어서,
    상기 냉각재 유체 저장소(50)는 복수의 냉각재 공급원을 포함하고, 상기 결합 라인(42) 중 적어도 일부는 각기 별개의 냉각재 공급원에 연결되는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
  15. 제 13 항에 있어서,
    상기 냉각 도관(38) 중 적어도 일부는 상기 냉각 도관 중 다른 것과 독립적인 순환 기구(52)를 갖는
    사용후 핵연료 냉각 시스템.
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