KR101915977B1 - Passive containment cooling system of nuclear power plant - Google Patents

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KR101915977B1
KR101915977B1 KR1020170071327A KR20170071327A KR101915977B1 KR 101915977 B1 KR101915977 B1 KR 101915977B1 KR 1020170071327 A KR1020170071327 A KR 1020170071327A KR 20170071327 A KR20170071327 A KR 20170071327A KR 101915977 B1 KR101915977 B1 KR 101915977B1
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heat transfer
heat exchanger
pipe
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cooling water
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KR1020170071327A
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김석
배병언
박유선
주인철
강경호
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한국원자력연구원
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Abstract

The present invention relates to a passive cooling system of a nuclear reactor building which connects a plurality of heat transfer tubes (43) constituting a heat exchanger for condensing leakage steam by a plurality of supports (44), wherein the support (44) is formed to be inclined. Accordingly, the structural rigidity of the heat exchanger is improved, and water drainage of the support (44) is smoothly performed not to form a thick water film in a connection part of the heat transfer tube (4) and the support (44), thereby smoothly performing heat exchange of steam with the heat transfer tube (43). Therefore, the steam condensing performance of the heat exchanger is improved.

Description

원자로 건물의 피동 냉각 장치{PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM OF NUCLEAR POWER PLANT} TECHNICAL FIELD [0001] The present invention relates to a passive cooling system for a reactor building,

본 발명은 원자로 건물의 피동 냉각 장치에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로 건물의 내부에 설치된 열교환기를 이용하여 증기를 응축시켜 열과 압력을 감소시키도록 된 원자로 건물의 피동 냉각 장치에 관한 것이다.BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a passive cooling apparatus for a reactor building, and more particularly, to a passive cooling apparatus for a nuclear reactor building in which heat and pressure are reduced by condensing steam using a heat exchanger installed inside a nuclear reactor building.

원자로는 안전계통의 작동 방식에 따라 능동형 원자로와 피동형 원자로로 구분된다. 능동형 원자로는 사고시 안전 계통을 구동하기 위해 비상발전기 등의 전력에 의해 작동하는 펌프 등의 능동 기기를 사용하는 원자로이다. 이에 반해 피동형 원자로는 안전 계통을 구동하기 위해 중력 또는 가스압력 등의 자연력에 의해 작동하는 피동 설비를 이용하는 원자로이다.Reactors are classified into active reactors and passive reactors depending on how the safety system works. Active reactors are reactors that use active devices such as pumps operated by electric power such as emergency generators to drive safety systems in the event of an accident. Passive reactors, on the other hand, are nuclear reactors that use passive equipment operated by natural forces such as gravity or gas pressure to drive safety systems.

피동형 원자로에서 피동안전계통(Passive safety system)은 사고가 발생한 경우 규제요건에서 요구하는 시간(72시간 이상) 이상 동안 운전원의 조치나 비상 디젤 발전기와 같은 교류 전원의 이용 없이 계통이 가지고 있는 자연력만으로 원자로를 안전하게 유지할 수 있는 시스템이다.Passive safety systems in passive reactors are designed to operate only at the time required by the regulatory requirements (more than 72 hours) in the event of an accident, with the natural forces of the system, without the use of alternating current sources such as emergency diesel generators, In a safe manner.

상기 원자로의 피동안전계통은 잔열 제거 계통, 격납 건물 냉각 계통, 안전 주입 계통 등을 포함한다. 이 중 본 발명의 대상이 되는 것은 격납 건물 냉각 계통으로서, 이러한 원자로 건물의 피동 냉각 장치는 원자로에 연결된 증기관의 파단 사고시 방출되는 고온 고압의 증기에 의해 원자로 건물의 내부 압력과 온도가 과도하게 상승하여 건물의 안전을 위협하는 것을 방지하기 위하여 건물 내부의 압력을 감소시키고 열을 제거하기 위해 구비되는 것이다. The passive safety system of the reactor includes a residual heat removal system, a containment building cooling system, a safety injection system, and the like. Among them, the object of the present invention is a containment building cooling system. In the passive cooling system of a nuclear reactor building, the internal pressure and the temperature of the reactor building excessively rise due to the high temperature and high pressure steam emitted when the steam pipe connected to the reactor is broken It is provided to reduce the pressure inside the building and to remove heat to prevent building safety threats.

도 1에 종래 기술에 따른 원자로 건물의 피동 냉각 장치의 일 예가 도시되어 있다.FIG. 1 shows an example of a passive cooling apparatus for a reactor building according to the prior art.

건물(1)의 내부 중앙 하측에는 원자로(2)가 설치되어 있다. 원자로(2)의 내부에는 열교환기(3)가 구비된다. 열교환기(3)에는 건물(1) 외부에 구비된 급수계통과 연결되는 수관(4)과, 터빈계통과 연결되는 증기관(5)이 연결되어 있다. 따라서, 원자로(2)로 공급된 물은 열교환기(3)에서 노심의 열을 전달받아 증기가 되고 증기관(5)을 통해 터빈계통으로 공급되어 제너레이터에 연결된 터빈을 돌림으로써 발전이 이루어지게 된다.A nuclear reactor (2) is installed at the lower center of the interior of the building (1). A heat exchanger (3) is provided inside the reactor (2). A water pipe 4 connected to a water supply system provided outside the building 1 and a steam pipe 5 connected to the turbine system are connected to the heat exchanger 3. The water supplied to the reactor 2 is supplied to the reactor 2 through the heat exchanger 3 to generate steam. The steam is supplied to the turbine system through the steam pipe 5 to rotate the turbine connected to the generator.

한편, 증기관(5) 파단 사고가 발생되면 증기관(5)으로부터 고온 고압의 증기가 건물(1) 내부 공간으로 분출되어 건물(1)의 내부 압력과 온도가 급격히 상승함으로써 건물(1)의 안전성을 위협한다.On the other hand, when the steam pipe 5 is broken, the steam of high temperature and high pressure is ejected from the steam pipe 5 into the inner space of the building 1, and the pressure and temperature of the building 1 rapidly increase, Threat.

이의 해소를 위한 증기 응축용 열교환기(6)는 건물(1)의 내부 벽면 중간 높이에 설치되고, 건물(1)의 외측에 설치된 냉각수탱크(7)와 급수관(8a)과 회수관(8b)으로 연결된다.The steam condensing heat exchanger 6 for dissolving the object is installed at a middle height of the inner wall surface of the building 1 and includes a cooling water tank 7 and a water supply pipe 8a and a return pipe 8b provided outside the building 1, Lt; / RTI >

상기 열교환기(6)는 상부헤더(6a)와 하부헤더(6b) 및 상부헤더(6a)와 하부헤더(6b)를 연결하는 복수의 전열관(6c)으로 이루어지며, 상부헤더(6a)는 회수관(8b)에 연결되고 하부헤더(6b)는 급수관(8a)에 연결되어 있다.The heat exchanger 6 includes an upper header 6a and a lower header 6b and a plurality of heat transfer tubes 6c connecting the upper header 6a and the lower header 6b, And the lower header 6b is connected to the water pipe 8a.

따라서, 건물(1) 내부 공간의 증기가 전열관(6c)의 표면에 닿으면 전열관(6c) 내부의 냉각수와 열교환하여 응축되어 물방울이 된다. 이와 같이 건물(1) 내부를 채우고 있던 증기가 물로 응축 전환됨으로써 건물(1) 내부 공간의 압력과 온도가 감소하여 건물(1)을 보호할 수 있게 된다.Therefore, when the steam in the interior space of the building 1 touches the surface of the heat transfer pipe 6c, it is heat-exchanged with the cooling water inside the heat transfer pipe 6c to be condensed into water drops. As a result, the pressure and temperature of the internal space of the building 1 are reduced and the building 1 can be protected by condensation of the steam filling the interior of the building 1 into water.

응축된 물은 전열관(6c)을 타고 흘러내려 낙하하여 열교환기(6)의 하부에 구비된 집수탱크(미도시)에 모였다가 안전주입배관을 통해 원자로(2) 내부로 공급되어 노심 냉각에 이용된다.(피동 안전 주입 계통을 구성함.)The condensed water flows down through the heat transfer pipe 6c to be collected in a collecting tank (not shown) provided at the lower part of the heat exchanger 6 and supplied to the inside of the reactor 2 through the safety injection pipe to be used for core cooling (Construct passive safety injection system.)

상기와 같이 원자로 건물의 피동 냉각 장치는 건물(1)의 내부에 설치된 상기 열교환기(6)의 증기 응축 성능에 의해 그 성능이 좌우되므로 열교환기(6)의 응축 성능 향상을 위해 이의 구조 및 설치 위치 등을 개선할 필요가 있다.As described above, the performance of the passive cooling apparatus of the reactor building depends on the steam condensing performance of the heat exchanger 6 installed in the building 1. Therefore, in order to improve the condensing performance of the heat exchanger 6, It is necessary to improve the position and the like.

특히, 열교환기(6)의 증기 응축 성능은 전열관(6c) 표면과 증기 사이의 열전달 성능에 의해 의해 크게 영향 받게 되는데, 전열관(6c) 표면에 맺힌 물방울은 양이 증가하면 전열관(6c)을 타고 흘러내리면서 수막을 형성하게 되고, 이 수막은 전열관(6c)과 증기의 열교환을 방해하는 요인으로 작용하여 열교환기(6)의 응축 성능을 저하시키는 요인이 되고 있다.Particularly, the steam condensing performance of the heat exchanger 6 is greatly influenced by the heat transfer performance between the surface of the heat transfer tube 6c and the steam. When the amount of water droplets formed on the surface of the heat transfer tube 6c increases, the heat transfer tube 6c And this water film acts as a factor that interferes with the heat exchange between the heat transfer tube 6c and the steam, thereby causing a deterioration in the condensing performance of the heat exchanger 6.

한편, 상기 전열관(6c)은 그 상하 길이가 대략 5~6m에 이르는데, 이와 같은 전열관(6c)이 다수 사용된 열교환기(6)는 매우 큰 크기의 설비이며, 이에 열교환기(6)의 구조적 강성의 개선도 안전성 측면에서 중요하다.The length of the heat transfer pipe 6c is about 5 to 6 m. The heat exchanger 6 having a plurality of such heat transfer tubes 6c is a very large-sized facility, and the heat exchanger 6 Improvement of structural rigidity is also important from the safety standpoint.

대한민국 등록특허공보 제10-1552511호(2015.09.07. 등록)Korean Registered Patent No. 10-1552511 (Registered on September 5, 2015)

이에 본 발명은 상기와 같은 필요에 의해 안출된 것으로, 열교환기의 구조 와 설치 위치 및 전열관의 열전달 성능을 개선하며 열교환기의 증기 응축 성능과 구조적 강성을 향상시킬 수 있도록 된 원자로 건물의 피동 냉각 장치를 제공함에 그 목적이 있다.Accordingly, it is an object of the present invention to provide a passive cooling device for a reactor building, which improves the structure of the heat exchanger, the installation position thereof, and the heat transfer performance of the heat transfer pipe and improves the steam condensation performance and structural rigidity of the heat exchanger. The present invention has been made in view of the above problems.

상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명은, 원자로 건물의 상부 돔 내측 벽면을 따라 전체 둘레에 걸쳐 설치된 증기 응축용 열교환기와, 상기 원자로 건물의 외부에 인접하여 건설된 부속건물의 상부에 설치된 냉각수탱크 및 상기 원자로 건물의 돔을 관통하여 냉각수탱크와 열교환기를 연결하는 급수관과 회수관을 포함한다.According to an aspect of the present invention, there is provided a steam condensing heat exchanger including a heat condenser for steam condensation disposed along an entire circumference along an inner side wall of an upper dome of a reactor building, and a cooling water tank And a water supply pipe and a recovery pipe connecting the cooling water tank and the heat exchanger through the dome of the reactor building.

이상 설명한 바와 같은 본 발명에 따르면, 증기 응축용 열교환기가 원자로 건물 돔 하부 영역의 전 둘레에 걸쳐 설치됨으로써 증기와의 접촉량 증가로 보다 많은 양의 증기를 응축시킬 수 있게 됨으로써 원자로 건물내 압력과 온도를 보다 효과적으로 낮출 수 있게 된다.According to the present invention as described above, since the heat exchanger for vapor condensation is installed over the entire circumference of the lower portion of the nuclear reactor building dome, the amount of contact with the steam can be increased to condense a larger amount of steam, Can be more effectively lowered.

또한, 상기 열교환기가 원자로 건물 원통부의 상부 영역 보다 더 위쪽인 원자로 건물 돔의 하부 영역에 설치됨으로써 원자로 건물 내부에 설치된 다른 설비와의 간섭 문제가 발생하지 않으므로 더욱 넓은 면적에 걸쳐 열교환기를 설치할 수 있게 된다. 따라서, 증기 응축량이 증가하여 원자로 건물 내 압력과 온도를 감소시키는데 도움이 된다.Further, since the heat exchanger is installed in a lower region of the nuclear reactor building dome, which is higher than the upper region of the reactor building cylindrical portion, there is no problem of interference with other facilities installed inside the nuclear reactor building, so that the heat exchanger can be installed over a wider area . Thus, the amount of steam condensation increases, which helps to reduce the pressure and temperature in the reactor building.

또한, 상기 열교환기를 구성하는 다수의 전열관이 다수의 지지대에 의해 연결됨으로써 열교환기의 구조적 강성이 향상된다.In addition, the structural rigidity of the heat exchanger is improved by connecting a plurality of heat transfer tubes constituting the heat exchanger by a plurality of support rods.

또한, 상기 지지대가 경사 상태로 설치됨으로써 지지대의 물 빠짐이 원활하여 지지대 상면에 물이 고이지 않게 되고, 이에 연결관과 지지대의 연결 부분에 두터운 수막이 생기는 현상이 해소된다. 따라서, 해당 부위의 수막에 의한 열교환량 저하가 방지되어 열교환기의 증기 응축 성능이 향상된다.In addition, since the supporter is installed in an inclined state, water is smoothly discharged from the supporter so that water does not float on the supporter, and a thick film is formed on the connection portion between the supporter and the supporter. Therefore, the decrease in the amount of heat exchange due to the water film at the site is prevented, and the steam condensing performance of the heat exchanger is improved.

또한, 상기 지지대에 다수의 물배출홀이 형성되어 상기 수막 형성을 방지함으로써 열교환기의 증기 응축 성능이 향상된다.In addition, a plurality of water discharge holes are formed in the support member to prevent the formation of the water film, thereby improving the steam condensing performance of the heat exchanger.

또한, 상기 지지대에 형성되는 관설치홀이 정다각형 형상으로 형성되어 이에 삽입되는 전열관과 관설치홀의 사이에 틈새가 형성됨으로써 연결과과 지지대의 연결부위에 두터운 수막이 생기지 않게 되고, 이에 따라 수막에 의한 열교환량 저하가 방지됨으로써 열교환기의 증기 응축 성능이 향상된다.In addition, since the pipe installation holes formed in the support are formed in a regular polygonal shape and a gap is formed between the pipe and the heat transfer pipe inserted therein, a thick water film is not formed at the connection portion between the connection and the support, The vapor condensation performance of the heat exchanger is improved.

도 1은 종래 기술에 따른 원자로 건물의 피동 냉각 장치의 구성 및 설치 구조를 도시한 도면.
도 2는 본 발명에 따른 원자로 건물의 피동 냉각 장치의 구성 및 설치 구조를 도시한 도면.
도 3은 원자로 건물의 돔 외부에 냉각수탱크가 배치된 모습을 도시한 도면.
도 4는 냉각수탱크와 열교환기의 상부헤더 및 하부헤더의 연결구조를 확대 도시한 도면.
도 5는 상부헤더와 하부헤더 사이에 다수의 전열관이 연결된 모습을 확대 도시한 도면.
도 6은 도 5의 전열관 설치부의 부분 확대도로서, 전열관을 지지하는 지지대의 설치 상태도.
도 7은 도 6의 정면도.
도 8은 도 6의 대응도로서, 상기 지지대 설치 구조의 다른 실시예를 도시한 도면.
도 9는 도 8의 정면도.
도 10은 상기 지지대의 평면도.
도 11은 상기 지지대의 다른 실시예를 도시한 도면.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS Fig. 1 is a view showing the structure and installation structure of a passive cooling apparatus of a nuclear reactor building according to the prior art; Fig.
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention [0001] The present invention relates to a passive cooling apparatus for a reactor building,
3 is a view showing a cooling water tank disposed outside a dome of a nuclear reactor building;
4 is an enlarged view of a connection structure of an upper header and a lower header of a cooling water tank and a heat exchanger.
5 is an enlarged view showing a state in which a plurality of heat transfer tubes are connected between an upper header and a lower header;
Fig. 6 is an enlarged view of a portion of the heat transfer pipe installation portion of Fig. 5, and shows a state of the support frame supporting the heat transfer pipe. Fig.
Fig. 7 is a front view of Fig. 6; Fig.
Fig. 8 is a corresponding view of Fig. 6, showing another embodiment of the support stand installation structure. Fig.
Figure 9 is a front view of Figure 8;
10 is a plan view of the support.
11 is a view showing another embodiment of the support member.

본 발명은 다양한 변경을 가할 수 있고 여러 가지 실시예를 가질 수 있는 바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 상세하게 설명하고자 한다. 그러나, 이는 본 발명을 특정한 실시 형태에 대해 한정하려는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다. 첨부된 도면에 도시된 선들의 두께나 구성요소의 크기 등은 설명의 명료성과 편의를 위해 과장되게 도시되어 있을 수 있다.While the invention is susceptible to various modifications and alternative forms, specific embodiments thereof are shown by way of example in the drawings and will herein be described in detail. It should be understood, however, that the invention is not intended to be limited to the particular embodiments, but includes all modifications, equivalents, and alternatives falling within the spirit and scope of the invention. The thicknesses of the lines and the sizes of the components shown in the accompanying drawings may be exaggerated for clarity and convenience of explanation.

또한, 후술되는 용어들은 본 발명에서의 기능을 고려하여 정의된 용어들로서 이는 사용자, 운용자의 의도 또는 판례에 따라 달라질 수 있다. 그러므로, 이러한 용어들에 대한 정의는 본 명세서 전반에 걸친 내용을 토대로 하여 내려져야 할 것이다.In addition, the terms described below are defined in consideration of the functions of the present invention, and these may vary depending on the intention of the user, the operator, or the precedent. Therefore, definitions of these terms should be made based on the contents throughout this specification.

이하, 본 발명에 따른 바람직한 실시예를 첨부된 도면을 참조하여 상세하게 설명한다.Hereinafter, preferred embodiments according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

도 2는 본 발명에 따른 원자로 건물 피동 냉각 장치의 설치 상태도로서, 본 발명에 따른 원자로 건물의 피동 냉각 장치는, 원자로 건물(10)의 상부 돔 내측 벽면을 따라 전체 둘레에 걸쳐 설치된 증기 응축용 열교환기(40)와, 원자로 건물(10)의 외부에 인접하여 건설된 부속건물(60)의 상부에 설치된 냉각수탱크(50) 및 원자로 건물(10)의 돔을 관통하여 냉각수탱크(50)와 열교환기(40)를 연결하는 급수관(51)과 회수관(52)을 포함한다.FIG. 2 is an installation view of a nuclear reactor passive cooling apparatus according to the present invention. The passive cooling apparatus for a nuclear reactor building according to the present invention includes a heat exchanger for vapor condensation installed along an inner wall of an upper dome of a nuclear reactor building 10 A cooling water tank 50 installed on an upper part of an accessory building 60 adjacent to the outside of the reactor building 10 and a dome of the reactor building 10 to perform heat exchange with the cooling water tank 50, And includes a water supply pipe 51 and a return pipe 52 connecting the unit 40.

상기 열교환기(40)는 상부헤더(41)와 하부헤더(42) 및 이들 상부헤더(41)와 하부헤더(42)를 연결하는 다수의 전열관(43)으로 이루어지며, 하부헤더(42)에 냉각수탱크(50)의 하부에 연결된 급수관(51)이 원자로 건물(10)의 돔 하부를 관통하여 연결되고, 상부헤더(41)에 냉각수탱크(50)의 상부에 연결된 회수관(52)이 역시 원자로 건물(10)의 돔 하부 영역에서 상기 급수관(51)보다 상대적으로 위쪽 부분을 관통하여 연결된다.The heat exchanger 40 is composed of an upper header 41 and a lower header 42 and a plurality of heat transfer tubes 43 connecting the upper header 41 and the lower header 42, A water supply pipe 51 connected to the lower portion of the cooling water tank 50 is connected through the lower portion of the dome of the reactor building 10 and a return pipe 52 connected to the upper portion of the cooling water tank 50 is connected to the upper header 41 And is connected through a relatively upper portion of the lower portion of the dome of the reactor building 10 above the water supply pipe (51).

원자로(20)에 연결된 증기관이 파단되었을 때 분출되는 증기는 상방으로 이동하여 원자로 건물(10) 최상부의 돔 내부에 집중되므로 증기의 접촉량 향상을 위해 열교환기(40)는 돔 영역에 설치되는 것이 바람직하다. 이때 돔의 상부 영역은 벽면의 경사도가 심하고 열교환기(40)의 설치 면적 또한 줄어들게 되므로 돔의 하부 영역에 열교환기(40)를 설치하는 것이 가장 바람직하다.The steam discharged when the steam pipe connected to the reactor 20 is broken moves upward and is concentrated inside the dome at the top of the reactor building 10 so that the heat exchanger 40 is installed in the dome area desirable. At this time, since the inclination of the wall surface is large and the installation area of the heat exchanger 40 is also reduced, the heat exchanger 40 is most preferably installed in the lower region of the dome.

또한 증기의 접촉량을 더욱 증가시키기 위하여 열교환기(40)는 돔의 하부 영역에서 벽면의 둘레 전체에 걸쳐서 설치되는 것이 바람직하다. 이때 돔 내부의 텐돈(tendon; 콘크리트 구조물 속에 있는 보강용 강재나 강선) 레이아웃을 고려하여 상기 급수관(51)과 회수관(52)의 돔 벽면 관통 위치가 설정되어야 함은 물론이다.Further, in order to further increase the contact amount of the steam, the heat exchanger 40 is preferably installed over the entire circumference of the wall surface in the lower region of the dome. It is needless to say that the dome wall penetration position of the water supply pipe 51 and the recovery pipe 52 must be set in consideration of the tendon layout of the reinforcing steel or steel wire in the tendon interior of the dome.

한편, 원자로(20)를 격납하는 원자로 건물(10)의 내부에는 원자로의 유지 보수와 안전 및 운전을 위한 각종 설비들이 설치되어 있다. 그 중 가장 높은 위치에 설치되는 설비로서 원자로 건물(10) 원통부의 상부에 설치된 크레인 설비를 예로 들 수 있는데, 크레인 설비는 원자로 건물(10) 원통부의 상부를 가로 질러 설치된 레일(30)과, 레일(30)의 상부를 주행하고 하단에 후크가 구비된 와이어를 권취하는 권상기가 구비된 이동대차(31)로 이루어진다.On the other hand, various facilities for maintenance and safety and operation of the reactor are installed inside the reactor building 10 for storing the reactor 20. The crane equipment includes a rail 30 installed across the upper portion of the cylindrical portion of the reactor building 10 and a rail 30 installed on the upper portion of the cylindrical portion of the reactor building 10, And a moving carriage 31 having a traction machine for traveling the upper portion of the carriage 30 and winding up a wire having a hook at the lower end thereof.

따라서, 상기 크레인 설비와의 간섭을 회피할 수 있도록 본 발명에 따른 열교환기(40)는 전술한 바와 같이 원자로 건물(10)의 원통부 상부에 있는 돔의 하부 영역에 설치된다.Accordingly, the heat exchanger 40 according to the present invention is installed in a lower region of the dome above the cylindrical portion of the reactor building 10 so as to avoid interference with the crane installation.

도 3과 도 4에 도시된 바와 같이, 상기 냉각수탱크(50)는 원자로 건물(10)의 돔 둘레에 다수 개가 설치될 수 있다. 즉, 원자로 건물(10) 주변의 부속건물(60)의 위치와 필요한 냉각수 용량 등을 고려하여 냉각수탱크(50)의 배치 위치와 수를 적절히 조정할 수 있다.As shown in FIGS. 3 and 4, a plurality of cooling water tanks 50 may be installed around the dome of the reactor building 10. That is, the position and number of the cooling water tank 50 can be appropriately adjusted in consideration of the position of the auxiliary building 60 around the reactor building 10 and the required cooling water capacity.

또한 도 3, 도 4(전열관(43) 미도시)에 도시된 바와 같이, 열교환기(40) 역시 다수 개로 분할 구성될 수 있다. 즉, 각각의 냉각수탱크(50)의 원주 방향 길이에 대응하는 길이로 상부헤더(41)와 하부헤더(42)가 설치되고, 그 상부헤더(41)와 하부헤더(42)를 다수의 전열관(43)으로 연결함으로써 각각의 냉각수탱크(50) 마다 열교환기(40)가 개별적으로 연결될 수 있다. 이에 어느 한 쌍의 냉각수탱크(50)와 열교환기(40)에 이상이 발생하여도 다른 냉각수탱크(50)와 열교환기(40)는 정상 작동되어 증기관 파단 사고에 대응할 수 있게 된다.3 and 4 (not shown in the heat transfer pipe 43), the heat exchanger 40 may also be divided into a plurality of units. That is, the upper header 41 and the lower header 42 are provided at lengths corresponding to the circumferential lengths of the respective cooling water tanks 50, and the upper header 41 and the lower header 42 are connected to a plurality of heat transfer tubes 43 so that the heat exchanger 40 can be connected to each of the cooling water tanks 50 individually. Accordingly, even if any one of the cooling water tank 50 and the heat exchanger 40 is abnormal, the other cooling water tank 50 and the heat exchanger 40 can operate normally to cope with the steam pipe breakage.

도 5는 상부헤더(41)와 하부헤더(42)에 다수의 전열관(43)이 연결된 상태를 도시한 것이다.(돔의 반경 방향으로 복수열의 전열관 중 내측과 외측의 전열관만 도시하고 그 사이에 설치된 전열관은 도시하지 않았다.)5 shows a state in which a plurality of heat transfer tubes 43 are connected to the upper header 41 and the lower header 42. (Only heat transfer tubes inside and outside the plurality of heat transfer tubes in the radial direction of the dome are shown, The installed heat transfer tubes are not shown.)

상기 전열관(43)은 그 높이가 대략 5 ~ 6 m에 이르고 직경은 약 3 cm 정도로서, 직경에 비해 길이가 매우 긴 부재임을 알 수 있다. 따라서, 도 5와 같이 전열관(43)의 상단과 하단만 상부헤더(41)와 하부헤더(42)에 연결되어 있을 경우, 자체 중량과 관내를 흐르는 냉각수 유동에 따른 진동 발생에 대해 구조적 강성이 취약함을 알 수 있다.The heat transfer pipe 43 has a height of about 5 to 6 m and a diameter of about 3 cm. Thus, it can be seen that the heat transfer pipe 43 is a very long member compared to the diameter. Therefore, when only the upper and lower ends of the heat transfer pipe 43 are connected to the upper header 41 and the lower header 42 as shown in FIG. 5, the structural rigidity is weak against self-weight and vibration caused by the flow of cooling water flowing in the pipe .

따라서, 본 발명은 도 6과 같이, 다수의 전열관(43)을 상호 연결하여 지지할 수 있도록 지지대(44)를 설치하였다.Accordingly, as shown in FIG. 6, the present invention provides a support base 44 for supporting a plurality of heat transfer pipes 43 in a mutually connected manner.

상기 지지대(44)는 다수의 관설치홀(44a; 도 10 참조)이 일정 간격으로 형성된 평판으로서, 전열관(43)의 상하 길이 방향으로 일정 간격을 두고 다수 개 설치된다. 도 6에는 3개만 도시되었으나 이는 전열관(43)의 일부분만 도시한 것이고 지지대(44)는 전열관(43)의 상단부터 하단에 이르기까지 전체에 걸쳐 일정 간격마다 설치된다.The support base 44 is a flat plate having a plurality of pipe installation holes 44a (see FIG. 10) formed at regular intervals, and a plurality of support pipes 44 are installed at predetermined intervals in the longitudinal direction of the heat transfer pipe 43. 6, only a portion of the heat transfer pipe 43 is shown, and the support members 44 are installed at regular intervals from the upper end to the lower end of the heat transfer pipe 43.

각 전열관(43)은 지지대(44)의 관설치홀(44a)에 삽입되어 관 둘레가 관설치홀(44a)에 고정(용접)된다. 지지대(44)가 상하 방향으로 다수 개 설치되므로 하나의 전열관(43)은 상하 길이 방향으로 다수 개소가 지지대(44)에 의해 고정된다.Each heat transfer pipe 43 is inserted into a pipe fitting hole 44a of the support base 44 and the pipe circumference is fixed (welded) to the pipe fitting hole 44a. Since a plurality of support rods 44 are provided in the vertical direction, a plurality of heat transfer pipes 43 are fixed by the support rods 44 in the vertical direction.

또한, 전체 전열관(43)의 관점에서 볼 때 다수의 전열관(43)들이 수평 상태로 설치된 지지대(44)에 의해 상호 연결되어 있게 된다.Further, from the viewpoint of the total heat transfer pipe 43, a plurality of heat transfer pipes 43 are mutually connected by the support stand 44 provided in a horizontal state.

상기와 같이, 전열관(43)들의 연결 강성이 향상되므로 열교환기(40) 전체의 구조적 강성이 향상되어, 자체 중량에 의한 변형이나 내부 냉각수 유동에 따른 진동 및 소음이 발생하지 않게 되고, 이에 설치 상태의 안정성이 향상된다.As described above, since the connection rigidity of the heat transfer pipes 43 is improved, the structural rigidity of the entire heat exchanger 40 is improved, and the vibration and noise due to the deformation due to its own weight or the flow of the internal cooling water are not generated, The stability is improved.

한편, 도 6 및 도 7과 같이, 다수의 지지대(44)들이 수직 상태로 설치된 전열관(43)에 대해 직각인 수평 상태로 설치될 경우, 전열관(43)의 표면에 응축된 물이 흘러내려 지지대(44)의 상면에 고이게 된다. 이와 같이 응축수가 지지대(44)의 상면에 고이게 되면 전열관(43)과 지지대(44)의 연결 부분(직각으로 꺽이는 부분)에 타 부분에 비해 상대적으로 두터운 수막이 형성되게 되며, 이러한 두터운 수막은 전열관(43)과 증기의 열교환을 저해하여 증기 응축량을 감소시킴으로써 사고 발생시 원자로 건물 내부 압력 및 온도 감소 즉, 원자로 건물 피동 냉각 작용에 악영향을 미치게 된다. 대단히 많은 수의 전열관(43)과 지지대(44)가 사용되어 전열관(43)과 지지대(44)의 연결부분(관설치홀(44a)의 수와 동일함)의 수가 매우 많으므로 상기와 같은 연결부분에서의 응축 성능 감소는 열교환기(40) 전체로 볼 때 큰 영향을 미치게 된다.6 and 7, when a plurality of support stands 44 are installed in a horizontal state perpendicular to the heat transfer pipe 43 provided in a vertical state, condensed water flows down on the surface of the heat transfer pipe 43, (44). When the condensed water is concentrated on the upper surface of the supporter 44, a relatively thicker water film is formed at the connection portion (perpendicular portion) of the heat transfer tube 43 and the supporter 44 than the other portions. (43) and the heat exchange of the steam to reduce the steam condensation amount, thereby adversely affecting the pressure and temperature of the inside of the reactor building, that is, the passive cooling effect of the reactor building. An extremely large number of heat transfer tubes 43 and supports 44 are used and the number of connection portions (same as the number of pipe installation holes 44a) between the heat transfer tubes 43 and the support base 44 is very large. The reduction in the condensation performance at the portion of the heat exchanger 40 has a great influence on the entire heat exchanger 40. [

따라서, 도 8과 도 9에서와 같이, 상기 지지대(44)는 수직 상태로 설치된 전열관(43)의 직각 방향(즉, 기존에 수평 상태로 설치된 지지대(44)에 대해)에 대해 소정의 경사각(α)을 갖는 상태로 설치될 수 있다. 즉, 지지대(44)는 경사지게 설치될 수 있다. 이때 전열관(43)의 상하 길이 방향으로 다수 설치된 지지대(44)들은 도 7의 실시예와 같이 여전히 평행 상태를 유지한다.8 and 9, the supporting table 44 is inclined at a predetermined inclination angle (for example, with respect to the support table 44 provided in the horizontal direction) perpendicular to the heat transfer pipe 43 provided in the vertical state alpha). < / RTI > That is, the support base 44 can be inclined. At this time, the support bars 44, which are installed in the longitudinal direction of the heat transfer pipe 43, remain parallel as in the embodiment of FIG.

상기와 같이 지지대(44)가 경사 설치되면 전열관(43)에서 흘러내리는 물이 지지대(44)의 경사면을 따라 흘러 내려 지지대(44)로부터 원활하게 제거됨으로써 지지대(44)의 상면에 물이 고이지 않게 된다.When the support table 44 is inclined as described above, the water flowing down from the heat transfer pipe 43 flows down along the inclined surface of the support table 44 and is smoothly removed from the support table 44 so that water does not accumulate on the upper surface of the support table 44 do.

따라서, 전열관(43)으로부터 물이 흘러내릴 때 전열관(43)과 지지대(44)의 연결부에 두터운 수막이 형성되는 현상이 발생하지 않게 되므로, 전열관(43)과 지지대(44) 연결부의 열전달 성능 저하가 발생하지 않으므로 열교환기(40)의 증기 응축 성능이 향상되어 원자로 건물(10) 내 압력 및 온도 감소가 보다 효과적으로 이루어질 수 있게 된다.Therefore, when water flows down from the heat transfer pipe 43, a thick water film is not formed at the connection portion between the heat transfer pipe 43 and the support base 44. Therefore, the heat transfer performance of the connection portion between the heat transfer pipe 43 and the support base 44 is deteriorated The steam condensing performance of the heat exchanger 40 is improved and the pressure and temperature in the reactor building 10 can be more effectively reduced.

또한, 상기 지지대(44)의 경사각(α)은 수평 상태에 대해 5°~ 10° 사이의 범위로 설정되는 것이 바람직하다.Further, it is preferable that the inclination angle alpha of the support base 44 is set in a range between 5 degrees and 10 degrees with respect to the horizontal state.

경사각(α)이 5° 미만이면 물의 흐름이 지나치게 완만하여 지지대(44) 상면의 물 제거 성능이 충분하지 않고, 10°를 초과하면 다수의 수직 상태 전열관(43)에 대한 지지대(44)의 경사도가 과도하여 전열관(43)들의 횡방향 지지 강도가 감소됨으로써 열교환기(40)의 구조적 강성이 저하되기 때문이다.If the inclination angle alpha is less than 5 degrees, the water flow is too gentle and the water removal performance on the upper surface of the support table 44 is not sufficient. If the inclination angle exceeds 10 degrees, the inclination of the support table 44 relative to the plurality of vertical- The structural rigidity of the heat exchanger 40 is lowered by reducing the lateral support strength of the heat transfer tubes 43.

한편, 도 10과 도 11에서와 같이, 상기 지지대(44)에는 관설치홀(44a)이 형성되지 않은 부분에 다수의 물배출홀(44b)이 형성될 수 있다.10 and 11, a plurality of water discharge holes 44b may be formed in a portion of the support base 44 where the pipe installation holes 44a are not formed.

상기 물배출홀(44b)은 수 mm 정도의 직경을 가지는 작은 구멍으로서 지지대(44) 상면에 물이 고이게 되면 물배출홀(44b)을 통해 물이 지지대(44)의 하방으로 낙하됨으로써 지지대(44) 상면의 물 고임 현상을 방지하는데 도움을 준다.The water discharge hole 44b is a small hole having a diameter of about several millimeters. When the water is accumulated on the upper surface of the support table 44, the water drops downward through the water discharge hole 44b to the lower side of the support table 44, ) It helps to prevent water splash on the top surface.

한편, 도 11에 도시된 바와 같이, 상기 관설치홀(44a)은 정다각형 형상으로 형성될 수 있다. 도 10의 실시예는 관설치홀(44a)이 원형으로 형성되어 전열관(43)과 관설치홀(44a) 사이에 틈새가 존재하지 않는다. 이에 비해, 도 11과 같이 관설치홀(44a)이 정다각형 형상으로 형성되면 전열관(43)의 외주면과 정다각형의 꼭지점 부분 사이에 틈새(44c)가 형성된다.Meanwhile, as shown in FIG. 11, the pipe fitting hole 44a may have a regular polygonal shape. In the embodiment shown in Fig. 10, the pipe fitting hole 44a is formed in a circular shape, and no gap is present between the heat transfer pipe 43 and the pipe fitting hole 44a. 11, a gap 44c is formed between the outer circumferential surface of the heat transfer pipe 43 and the vertex of the regular polygon, when the pipe fitting hole 44a is formed in a regular polygonal shape.

따라서, 전열관(43)을 따라 흘러내리는 물이 지지대(44)와의 연결 부분에서 고이지 않고 그대로 하방으로 흘러내리게 된다. 또한, 지지대(44) 상면에 고여 흐르는 물도 상기 틈새(44c)를 따라 하부로 배출된다.Therefore, the water flowing along the heat transfer pipe 43 flows downward as it is without being fixed at the connection portion with the support table 44. Also, water flowing on the upper surface of the support table 44 is discharged downward along the gap 44c.

따라서, 전열관(43)과 지지대(44)의 연결부분에 두터운 수막이 생기는 현상을 더욱 확실하게 방지할 수 있게 됨으로써 열교환기(40)의 증기 응축 성능이 한층 더 향상될 수 있다.Accordingly, it is possible to more reliably prevent the occurrence of a thick water film at the connection portion between the heat transfer pipe 43 and the support table 44, so that the vapor condensation performance of the heat exchanger 40 can be further improved.

상기 관설치홀(44a)의 형상에 있어서, 도 11에는 관설치홀(44a)이 정사각형인 경우를 도시하였으나, 전열관(43)의 외주면(원형면임)이 정다각형의 각 변에 접촉하여 지지됨과 더불어 전열관(43)과 정다각형의 꼭지점 부분 사이에 틈새가 존재하기만 하면 정다각형 즉, 관설치홀(44a)의 변의 수는 상관이 없다.11 shows a case where the tube installation hole 44a is square, but the outer circumferential surface (circular surface) of the heat transfer tube 43 is held in contact with the respective sides of a regular polygon, As long as there is a gap between the heat transfer pipe 43 and the vertex portion of the regular polygon, the number of sides of the regular polygon, that is, the length of the pipe installation hole 44a, does not matter.

상술한 바와 같이 본 발명은 도면에 도시된 실시 예를 참고로 하여 설명되었으나, 이는 예시적인 것에 불과하며, 당해 기술이 속하는 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점을 이해할 것이다. 따라서 본 발명의 진정한 기술적 보호범위는 아래의 특허청구범위에 의해서 정하여져야 할 것이다.While the present invention has been particularly shown and described with reference to exemplary embodiments thereof, it is to be understood that the invention is not limited to the disclosed embodiments, but, on the contrary, It is understandable. Accordingly, the true scope of the present invention should be determined by the following claims.

10 : 원자로 건물 20 : 원자로
30 : 레일 31 : 이동대차
40 : 열교환기 41 : 상부헤더
42 : 하부헤더 43 : 전열관
44 : 지지대 44a : 관설치홀
44b : 물배출홀 44c : 틈새
50 : 냉각수탱크 51 : 급수관
52 : 회수관 60 : 부속건물10: Reactor building 20: Reactor
30: rail 31: moving carriage
40: heat exchanger 41: upper header
42: lower header 43: heat transfer pipe
44: Support base 44a: Pipe mounting hole
44b: Water discharge hole 44c: Clearance
50: cooling water tank 51: water supply pipe
52: collection pipe 60: attached building

Claims (9)

원자로 건물의 상부 돔 내측 벽면을 따라 전체 둘레에 걸쳐 설치된 증기 응축용 열교환기와,
상기 원자로 건물의 외부에 인접하여 건설된 부속건물의 상부에 설치된 냉각수탱크 및
상기 원자로 건물의 돔을 관통하여 상기 냉각수탱크와 상기 열교환기를 연결하는 급수관과 회수관을 포함하고,
상기 열교환기는 냉각수탱크의 상부에 회수관으로 연결된 상부헤더와, 냉각수탱크의 하부에 급수관으로 연결된 하부헤더와, 상기 상부헤더와 하부헤더를 수직으로 연결하는 다수의 전열관을 포함하고,
상기 다수의 전열관은 다수의 지지대에 의해 상호 연결되며, 상기 지지대는 전열관의 상하 길이 방향으로 일정 간격마다 설치되고,
상기 지지대에는 전열관이 관통 삽입되는 다수의 관설치홀이 형성되고, 전열관의 외주면은 관설치홀의 내주면에 접촉 및 고정되며,
상기 관설치홀이 정다각형으로 형성되어, 전열관의 외주면과 관설치홀의 꼭지점 부분 사이에 응축수가 통과하여 배출되는 틈새가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 건물의 피동 냉각 장치.A steam condensing heat exchanger disposed along the entire circumference along the inner wall surface of the upper dome of the reactor building,
A cooling water tank installed on an upper part of an accessory building constructed adjacent to the outside of the reactor building and
And a water supply pipe and a recovery pipe connecting the cooling water tank and the heat exchanger through the dome of the reactor building,
Wherein the heat exchanger includes an upper header connected to the upper portion of the cooling water tank by a return pipe, a lower header connected to the lower portion of the cooling water tank by a water supply pipe, and a plurality of heat transfer pipes vertically connecting the upper header and the lower header,
The plurality of heat transfer tubes are interconnected by a plurality of supports, and the supports are installed at regular intervals in the longitudinal direction of the heat transfer tubes,
The support base is provided with a plurality of tube installation holes through which the heat transfer tubes are inserted, the outer circumferential surface of the heat transfer tube is in contact with and fixed to the inner circumferential surface of the tube installation hole,
Wherein the pipe installation hole is formed in a regular polygonal shape and a gap is formed through which condensed water passes and is discharged between the outer peripheral surface of the heat transfer pipe and the vertex portion of the pipe installation hole. 청구항 1에 있어서,
상기 열교환기는 원자로 건물의 원통부 내부에 설치된 원자로 내부 설비보다 높은 위치인 원자로 건물 돔의 하부 영역에 설치된 것을 특징으로 하는 건물의 피동 냉각 장치.The method according to claim 1,
Wherein the heat exchanger is installed in a lower region of the nuclear reactor building dome, which is higher than the reactor internal facility installed inside the cylindrical portion of the nuclear reactor building. 청구항 1에 있어서,
상기 냉각수탱크는 원자로 건물 돔의 외주를 따라 다수 개가 배치되고, 상기 열교환기는 냉각수탱크의 수와 동일한 수로 분할 구성된 것을 특징으로 하는 건물의 피동 냉각 장치.The method according to claim 1,
Wherein a number of the cooling water tanks are arranged along the outer periphery of the reactor building dome and the heat exchanger is divided into the same number as the number of the cooling water tanks. 삭제delete 삭제delete 청구항 1에 있어서,
상기 지지대는 수평에 대해 경사지게 설치된 것을 특징으로 하는 원자로 건물의 피동 냉각 장치.The method according to claim 1,
Wherein the support is inclined with respect to the horizontal. 청구항 6에 있어서,
상기 지지대의 경사각은 5°~ 10°범위의 값인 것을 특징으로 하는 원자로 건물의 피동 냉각 장치.The method of claim 6,
Wherein the inclination angle of the support is in the range of 5 ° to 10 °. 청구항 1에 있어서,
상기 지지대에서 관설치홀이 형성되지 않은 나머지 부분에 다수의 물배출홀이 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 건물의 피동 냉각 장치.The method according to claim 1,
And a plurality of water discharge holes are formed in a remaining portion of the support stand where no pipe installation holes are formed. 삭제delete
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