KR101977814B1

KR101977814B1 - 원자로 냉각 및 발전 시스템

Info

Publication number: KR101977814B1
Application number: KR1020170074396A
Authority: KR
Inventors: 김영인; 배영민; 한훈식; 장정봉; 기준우; 이민규; 박기선; 조봉현
Original assignee: 한국원자력연구원; 킹 압둘라 시티 포 어토믹 앤드 리뉴어블 에너지
Priority date: 2017-06-13
Filing date: 2017-06-13
Publication date: 2019-05-13
Also published as: US11302452B2; US20200141351A1; KR20180135740A; WO2018230897A1; SA519400870B1

Abstract

본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템은 원자로용기, 상기 원자로용기 내부의 노심으로부터 발생하는 열을 유체를 통하여 전달받도록 형성되는 열교환부 및 상기 원자로의 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 포함하고, 상기 노심으로부터 열을 전달받은 상기 유체를 상기 전력 생산부를 통과하여 순환시키도록 형성되고, 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성된다.
본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템은 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 원자로 냉각을 수행하고, 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 또한, 본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템은 소규모 설비로 안전등급 또는 내진설계의 적용이 용이하고, 안전등급 또는 내진설계의 적용으로 신뢰성이 향상된다.

Description

원자로 냉각 및 발전 시스템 {Cooling Facility in a Reactor and Electric Power Generation System}

본 발명은 원자로 냉각 방법에 관한 것으로, 특히 정상운전 시 노심에서 발생하여 원자로용기 또는 원자로냉각재계통으로 전달되는 열을 이용한 전력생산과 사고 시 노심에서 발생하여 원자로용기 또는 원자로냉각재계통으로 전달되는 열을 이용한 비상전력생산 및 원자로 냉각에 관한 것이다.

원자로는 주요기기의 설치위치에 따라 주요기기(증기발생기, 가압기, 펌프등)가 원자로용기 외부에 설치되는 분리형원자로(예, 상용 원자로: 국내)와 주요기기가 원자로용기 내부에 설치되는 일체형원자로(예, SMART 원자로: 국내)로 나뉜다.

또한, 원자로는 안전계통의 구현 방식에 따라 능동형원자로와 피동형원자로로 나뉜다. 능동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 비상발전기 등의 전력에 의해 작동하는 펌프와 같은 능동 기기를 사용하는 원자로이며, 피동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 중력 또는 가스압력 등의 피동력에 의해 작동하는 피동 기기를 사용하는 원자로이다.

피동형원자로에서 피동안전계통(passive safety system)은 사고가 발생하는 경우 규제요건에서 요구하는 시간 (72시간) 이상 동안 운전원 조치나 비상 디젤 발전기와 같은 안전등급의 교류(AC) 전원이 없이 계통에 내장되어 있는 자연력만으로도 원자로를 안전하게 유지하고, 72시간 이후는 안전계통이 운전원 조치나 비안전계통을 활용하여 안전계통 및 비상 직류(DC) 전원의 기능을 유지할 수 있다.

원자력 발전소의 원자로는 연료공급이 중단되면 열 발생이 중단되는 일반 화력 발전소와는 다르게 제어봉이 삽입된 노심(핵연료)에서 핵분열반응이 정지된 경우에도 정상운전 중 생산되어 누적되어 있는 핵분열 생성물에 의해 상당 시간 노심에서 잔열이 발생한다. 이에 따라 원전에는 사고 시 노심에서 발생하는 잔열을 제거하기 위한 다양한 안전계통이 설치된다.

능동형 원전(한국 상용원전)의 경우에는 사고 시에 소내 또는 소외로부터 전력공급이 중단되는 경우를 대비하여 복수의 비상디젤발전기를 구비하며, 능동형 원전에서는 대부분 냉각수를 순환시키기 위해 펌프를 이용하므로 이들 능동 기기의 전력 요구량이 많아 대용량의 비상교류(AC) 전원(디젤발전기)이 구비된다. 능동형 원전의 운전원 조치 여유 시간은 약 30분 정도로 가정하여 설계된다.

원전의 안전성 향상을 위해 개발된 또는 개발되고 있는 피동형 원전(미국 웨스팅하우스 AP1000, 한국 SMART)에는 대용량의 전기가 요구되는 펌프와 같은 능동형 기기를 배제하기 위해 가스압력 또는 중력과 같은 피동력을 도입하여, 피동안전계통 작동에 필수적으로 요구되는 밸브와 같은 소형기기 이외에는 대용량의 전력이 소요되지는 않는다. 그러나 원전의 안전성 강화 측면에서 피동형 원전은 운전원 조치 여유 시간을 30분에서 72시간 이상으로 대폭 확대하고, 비상교류전원(디젤발전기)도 능동형 기기의 일종으로 배제하고 비상직류(DC)전원(축전지, battery)을 적용하므로 비상직류전원 또한 72시간 이상 유지해야 한다. 따라서 피동형 원전에서 소요되는 비상전원 용량은 능동형 원전에 비해서는 비교적 소규모이나, 72시간 이상 원전의 필수 비상전력을 유지해야 하므로 충전지 용량 측면에서는 매우 큰 용량이다.

또한, 잔열제거계통(보조급수계통 또는 피동잔열제거계통)은 일체형원자로를 포함하는 다양한 원전에서 사고가 발생하는 경우에 일차계통 또는 이차계통에 연결되는 잔열제거 열교환기를 이용하여 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다. (AP1000: 미국 웨스팅하우스, 상용 분리형원전 및 SMART 원자로: 국내)

또한, 안전주입계통은 냉각재상실사고 시 원자로냉각재계통에 냉각수를 직접 주입하여 원자로 노심 수위를 유지하고 주입된 냉각수를 이용하여 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다. (AP1000: 미국 웨스팅하우스, 상용 분리형 및 SMART 원자로: 국내)

또한, 원자로건물 냉각계통 또는 살수계통은 냉각재상실사고 또는 증기관파단사고 등의 사고로 원자로건물 내부의 압력이 상승하는 경우에 냉각 또는 살수를 이용하여 증기를 응축시켜 압력 상승을 억제하는 계통이다. 구성 방식에는 원자로건물에 냉각수를 직접 살수하는 방식 (상용 분리형 원자로: 국내), 원자로건물로 방출되는 증기를 감압탱크로 유도하는 방식 (상용 비등 경수로), 원자로건물(강화 콘크리트) 내부 또는 외부에 설치되는 열교환기를 이용(APR+: 국내)하거나 철재격납용기 표면을 열교환기로 이용하는 방식 (AP1000: 미국 웨스팅하우스) 등이 있다.

상기와 같이 원전에는 사고 시 원자로냉각재계통(원자로용기 포함)을 냉각하여 원자로 노심을 보호하기 위한 잔열제거계통과 안전주입계통과 같이 각 계통은 2계열 이상 다중 계열로 구성되는 다양한 안전계통이 설치된다. 그러나 최근 후쿠시마 원전(비등경수로) 사고 등의 영향으로 원전의 안전성 강화에 대한 요구가 증대되고 있어, 비록 매우 강화된 대용량 원자로건물을 채용하고 있어 대량의 방사성 물질의 누출 사고의 가능성이 매우 낮은 국내 원전(가압경수로)에서도 원자로용기 외벽 냉각계통과 같은 중대사고에 대비한 안전설비에 대한 요구가 커지고 있다.

상세하게, 원전에는 사고 발생 시 사고를 완화하기 위한 각종 안전 설비가 구비된다. 또한 각각의 안전 설비들은 다중 계열로 구성되어 다중 계열 모두가 동시에 고장 날 확률은 매우 작다. 그러나 원전 안전성에 대한 대중 요구 증대에 따라 발생확률이 매우 낮은 중대사고에 대비한 안전설비도 강화되는 추세이다.

원자로용기 외벽 냉각계통은, 사고 시 각종 안전 설비들이 다양한 고장 원인에 의해 기능을 적절히 발휘하지 않아, 노심냉각 기능에 중대한 손상이 발생하여 노심이 용융되는 중대사고가 발생하는 경우를 가정하여, 노심 용융 시 원자로용기 외벽을 냉각하여 원자로용기의 손상을 방지하기 위해 구비되고 있는 계통이다. (AP1000 미국 웨스팅하우스)

원자로용기의 손상 시 원자로건물 내부로 방사성 물질이 다량 방출될 수 있으며, 노심용융물 방출에 의한 증기량 증가와 노심 용융물-콘크리트 반응에 의해 형성되는 가스 등에 의해 원자로건물 내부의 압력이 상승할 수 있다. 원자로건물은 사고 시 외부환경으로 방사성 물질이 방출되지 못하게 하는 최종 방벽 역할을 한다. 내부 압력 상승 등으로 원자로건물이 손상되는 경우 외부 환경으로 방사성 물질이 다량 방출될 수 있다. 따라서 원자로용기 외벽 냉각계통은 중대사고 시 원자로건물 내부로의 방사성 물질 방출이나 내부 압력 상승을 억제하여 외부 환경으로의 방사성 물질 방출을 방지하는 매우 중요한 기능을 수행한다.

국내 및 국외에 채택하고 있는 원자로용기 외벽 냉각계통은 원자로용기 하부에 위치하는 원자로공동에 냉각수를 채우고 냉각수를 단열재와 원자로용기 사이 공간의 냉각유로로 유입 후 냉각유로 상부로 증기가 방출되는 방식이다. 이밖에 방식으로는 임계열유속 현상 완화를 위해 사고 시 액체금속을 주입하는 방식, 냉각수를 가압하여 단상 열전달을 유도하는 방식, 열전달 효율을 증가를 위해 원자로용기 외벽 표면을 개질하는 방식, 강제유동을 형성시키는 방식 등이 고려되고 있다.

한편, 스털링엔진은 Robert Stirling에 의해 개발(1816)된 외연기관으로 밀폐된 실린더 안에 기체를 단단히 가둬놓고 가열, 팽창, 냉각, 수축의 행정에 따라 작동기(피스톤의 일종)과 피스톤을 구동하여 동력을 생산하는 기기이다.

스털링엔진은 실린더 및 피스톤의 구성에 방식에 따라 α형, β형, γ형, dual-acting 형 등으로 분류되며, 피스톤의 운동방식에 따라 기계적 구동형 스털링엔진(Kinematic engine)과 자유피스톤 스털링엔진(FPSE, Free piston stirling engine) 등으로 분류될 수 있다.

스털링엔진은 작은 온도차(예, 2 ℃)의 열로도 작동할 수 있으며, 이론 효율이 매우 높고, 내연기관에 비해 저소음 저진동이라는 장점이 있다.

이밖에 스털링엔진은 태양열, 지열 등의 다양한 열원을 이용할 수 있고, 친환경 열원을 이용하는 경우 공해물질 배출이 적다는 장점이 있다.

종래의 원자로용기 외벽 냉각계통 방식에서는 원전 정상운전 시에는 단열재가 적절한 단열 기능을 수행해야 하므로 유로가 밀봉되어 있어 사고 시 단열재에 형성되는 입출구 유로가 적시에 적절히 개방되어야 하고, 사고 시 원자로 공동을 채우기 위한 지연 시간이 존재하며, 냉각수가 증발하여 원자로용기 외벽에 증기막이 형성되면서 임계열유속 현상 등에 의해 열 제거능력이 감소할 수 있다.

이밖에 액체금속을 이용하여 원자로 외벽 냉각을 하는 방식도 연구되고 있으나, 액체금속방식은 액체금속의 유지 관리에 어려움이 있다. 또한, 가압방식을 이용한 원자로 외벽 냉각은 자연순환 유동 적용에 어려움이 있으며, 원자로용기 표면 개질 방식은 표면 가공 제작 및 유지보수가 어렵고, 강제유동방식은 반드시 전력이 공급되어야 하는 등의 단점이 있다.

한편, 대용량 증기터빈 방식은 설비의 크기가 방대하여 강화된 내진설계 적용 시 비용이 증가하는 어려움이 있다. 따라서, 원전의 정상운전 및 사고시 전력을 생산할 수 있도록 설계되는데 한계가 있다.

또한, 기존의 원자로용기 외벽 냉각계통 방식은 사고 시 운전원 조치에 의해 작동하므로 사고를 감시하고 작동시키기 위한 각종 계측기 및 기기들이 필요하며, 대기하고 있는 계통이 사고 시 작동 실패할 확률이 작동 중인 계통이 사고 시 작동 정지할 확률 보다 높다.

이에 본 발명에서는 종래의 대형 터빈 발전 설비는 거의 그대로 유지하고, 스털링엔진을 포함하는 소형 전력생산 설비를 추가로 설치하여, 원전 정상운전 시 및 사고 시 노심으로부터 발생되어 방출되는 열을 전달 받아 전력을 생산할 수 있는 원자로 냉각 및 발전 시스템에 대하여 제시한다.

본 발명의 일 목적은 안전등급 또는 내진설계 적용이 용이하고, 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 원자로 냉각을 수행하고, 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성이 향상된 원자로 냉각 및 발전 시스템을 제안하기 위한 것이다.

본 발명의 다른 목적은 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 일정 규모 이상의 잔열을 제거하여 안전성이 향상된 원자로 냉각 및 발전 시스템을 제안하기 위한 것이다.

본 발명의 또 다른 목적은 원전의 비상전력계통의 소형화 및 신뢰도 향상으로 경제성 및 안전성이 향상된 원전을 제안하기 위한 것이다.

본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템은 원자로용기와, 상기 원자로용기 내부의 노심으로부터 발생하는 열을 유체를 통하여 전달받도록 형성되는 열교환부 및 상기 원자로의 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 포함하고, 상기 노심으로부터 열을 전달받은 상기 유체를 상기 전력 생산부를 통과하여 순환시키도록 형성되고, 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통 및 비상축전지로 공급되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 비상축전지에 충전된 상기 전기에너지는 원전 사고 시 비상전원으로 공급되도록 형성된다. 또한, 상기 원전의 사고 시에 생산되는 상기 전력은 상기 원전의 비상전원으로 공급되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링 또는 상기 원자로 냉각 및 발전 시스템의 구동을 위한 전원으로 공급되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 내진범주 I급 내지 III급의 내진설계가 적용되도록 형성되며, 안전등급 1 내지 3의 안전등급이 적용되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부와 연결되는 제1방출부를 구비하고, 상기 제1방출부는 상기 전력 생산부에 과공급되는 상기 유체의 적어도 일부가 상기 전력 생산부를 우회할 수 있도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부는 상기 원자로용기의 적어도 일부를 감싸도록 형성되고, 상기 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 상기 원자로용기에서 방출되는 열을 전달받도록 형성되는 상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부를 포함한다. 또한, 상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부로 핵연료재장전수를 공급시키도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결되도록 형성된다. 또한, 상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 제2방출부를 구비하고, 상기 제2방출부는 상기 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 원자로용기의 부식을 방지하도록 상기 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 코팅부재가 더 형성될 수 있다. 상기 코팅부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되도록 형성된다. 또한, 상기 원자로용기에서 방출되는 열을 원활하게 전달하도록 열전달부재가 더 형성될 수 있다. 상기 열전달부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되도록 형성될 수 있다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부는 상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 형성되는 상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부를 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결되도록 형성될 수 있다. 또한, 상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 제2방출부를 구비하고, 상기 제2방출부는 상기 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부에 연결되는 증발부를 더 구비하고, 상기 증발부는 상기 열교환부의 내부 유체와 상기 전력 생산부의 내부 유체와 서로 열교환하도록 형성되고, 상기 열교환부와 상기 증발부를 순환하도록 형성되는 제1순환부 및 상기 증발부와 전력 생산부를 순환하도록 형성되는 제2순환부를 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 제1순환부 또는 제2순환부 중 적어도 하나는 단상의 유체에 의해 순환하도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부는 코어 캐처(core catcher)를 더 구비하고, 상기 코어 캐처는 상기 원자로용기의 내부 노심 용융 시 노심용융물을 받아 냉각하도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 스털링엔진은 열을 전달받은 상기 유체를 통해 전달받은 열에 의해 동력을 생성하는 왕복기와 피스톤을 포함하는 실린더 및 동력전달부를 구비하는 동력생성부 및 상기 동력생성부에서 생성된 기계에너지를 전기에너지로 변화시키도록 형성되는 발전부를 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 스털링엔진은 작동기체가 내부에 각각 채워지며 실린더 내부에 서로 구획된 공간으로 형성되는 고온부 및 저온부를 구비하고, 상기 고온부 및 상기 저온부에 채워진 작동기체가 서로 소통되도록 형성되고, 상기 작동기체의 소통에 따라 왕복기와 피스톤을 이동시키도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 스털링엔진은 재생열교환부를 더 포함하고, 상기 재생열교환부는 상기 작동기체가 상기 고온부에서 상기 저온부로 이동할 때 상기 작동기체에 저장된 열을 상기 재생열교환부에 전달 저장하고, 상기 작동기체가 상기 저온부에서 상기 고온부로 되돌아올 때 상기 재생열교환부에 저장된 열을 상기 작동기체로 전달하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.

실시 예에 있어서, 상기 저온부에 팬 또는 펌프를 구비하고, 상기 팬 또는 상기 펌프는 냉각유체를 상기 저온부에 공급하여 상기 저온부의 상기 작동기체와 열교환하도록 형성된다. 상기 냉각유체는 공기, 순수, 해수 또는 이들의 혼합물을 포함할 수 있다.

실시 예에 있어서, 상기 전력 생산부에서 열교환된 상기 유체를 응축시켜 생성된 응축수를 수집하도록 상기 전력 생산부의 하부에 응축수 저장부를 더 구비할 수 있다.

실시 예에 있어서, 상기 응축수 저장부의 응축수를 중력 또는 펌프의 동력으로 상기 열교환부에 공급되도록 형성된다.

본 발명에 따른 원전에 있어서, 원자로용기와, 상기 원자로용기 내부의 노심으로부터 발생하는 열을 유체를 통하여 전달받도록 형성되는 열교환부 및 상기 원자로의 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 포함하고, 상기 노심으로부터 열을 전달받은 상기 유체를 상기 전력 생산부를 통과하여 순환시키도록 형성되고, 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성된다.

본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템은 소규모의 설비로 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 구동하도록 형성된다. 본 발명의 열교환부와 전력 생산부는 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 잔열을 냉각하고 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 소규모 설비로 안전등급 또는 내진설계의 적용이 용이하고, 안전등급 또는 내진설계가 적용된 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 원자로 냉각을 수행하는 열교환부를 포함하여 원전의 신뢰성이 향상될 수 있다.

본 발명에 따른 상기 원자로 냉각 및 발전 시스템은 상기 원자로의 노심으로부터 발생하는 일정 규모 이상의 잔열을 제거하도록 설계되며, 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 계속 작동함으로써, 사고 시 작동 실패 확률을 낮추어 주므로 원전의 안전성을 향상시킬 수 있다.

본 발명에 따른 원전은 상기 원자로 냉각 및 발전 시스템을 통하여 비상전력계통의 소형화를 통해 원전의 경제성을 향상시킬 수 있다.

도 1a는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 1b는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 1c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 설계기준사고 시 강제순환 운전을 도시한 개념도이다.
도 1d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 설계기준사고 시 자연순환 운전을 도시한 개념도이다.
도 1e는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 2a는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 2b는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 2c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 설계기준사고 시 강제순환 운전을 도시한 개념도이다.
도 2d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 설계기준사고 시 자연순환 운전을 도시한 개념도이다.
도 2e는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 3a 내지 도 3e는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 4는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 5a 내지 도 5c는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 6a 내지 도 6c는 도 5a 내지 도 5c의 열교환부를 상세하게 설명하기 위한 도면들이다.
도 7a는 도 6a의 라인 A-A'를 따라 절개한 열교환부의 상부 단면도이다.
도 7b는 도 6a의 라인 B-B'를 따라 절개한 열교환부의 중부 단면도이다.
도 7c는 도 6a의 라인 C-C'를 따라 절개한 열교환부의 하부 단면도이다.
도 8 내지 도 10은 본 발명의 원자로 냉각 및 발전 시스템에 적용되는 스털링엔진의 다양한 실시 예를 도시하는 개념도이다.

이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 명세서에 개시된 실시 예를 상세히 설명하되, 도면 부호에 관계없이 동일하거나 유사한 구성요소는 동일한 참조 번호를 부여하고 이에 대한 중복되는 설명은 생략하기로 한다. 또한, 본 명세서에 개시된 실시 예를 설명함에 있어서 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 명세서에 개시된 실시 예의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 상세한 설명을 생략한다. 또한, 첨부된 도면은 본 명세서에 개시된 실시 예를 쉽게 이해할 수 있도록 하기 위한 것일 뿐, 첨부된 도면에 의해 본 명세서에 개시된 기술적 사상이 제한되지 않으며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.

제1, 제2 등과 같이 서수를 포함하는 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되지는 않는다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다.

단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.

본 출원에서, "포함한다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.

이하, 도 1a 내지 도 1e, 도 2a 내지 도2e, 도 3a 내지 도 3e 및 도 4에서는 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 원자로용기에서 방출되는 열을 전달받도록 형성되는 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(120, 220, 320a, 320b, 320c, 320d, 320e 및 420)가 구비되어 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성되는 원자로 냉각 및 발전 시스템에 대하여 도면을 참조하여 보다 상세히 설명한다.

도 1a는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 개념도이다.

본 발명의 실시 예에서, 원자로용기(110)의 내부에는 원자로냉각재계통(111)이 순환될 수 있다. 또한, 원자로용기(110)의 일부를 감싸는 단열재(116)가 형성될 수 있다. 또한 원자로용기(110)의 내부는 노심(114)이 구비되도록 형성될 수 있다. 노심(114)은 핵연료를 의미한다. 노심(114)에서 핵분열이 수행되면서 발생하는 열로 전력을 생산하므로 원자로용기(110)는 고온 고압에 견디도록 설계되는 압력 용기일 수 있다.

원전의 사고 시, 노심(114)에 제어봉이 삽입되어 노심(114)이 정지하는 경우에도 상당 기간 잔열이 발생할 수 있다. 원전의 사고 시에 발생 확률은 매우 낮으나 각종 안전 및 비안전 계통이 작용하지 않는 것으로 가정하는 경우, 원자로용기(110)의 내부의 냉각수가 상실되어 핵연료의 온도가 상승하여 노심이 녹아 내리는 노심용융 현상이 발생될 수도 있다.

한편, 원전의 정상운전 시에는 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달 받아 증기발생기(113)에서 증기를 생산할 수 있다. 상기 증기발생기(113)는 가압경수로일 수 있다. 나아가, 증기발생기(113)에서 생산되는 상기 증기는 급수계통(10)으로부터 연결된 주급수관(11)과 격리밸브(12)를 통하여 물을 공급받아 상변화되는 증기일 수 있다. 증기발생기(113)에서 생산되는 상기 증기는 격리밸브(13)에 연결된 주증기관(14)을 통과하여 대형터빈(15) 및 대형발전기(미도시)에 공급되어 상기 증기의 유체에너지가 기계에너지를 거쳐 전기에너지로 변환되면서 전력을 생산할 수 있다. 단, 본 발명에서 가압경수로를 예시하였으나 본 발명의 기술이 가압경수로에만 한정적으로 적용될 수 있는 것은 아니다.

또한, 원자로냉각재펌프(112)는 원자로용기(110)의 내부를 채우고 있는 냉각재를 순환시킬 수 있다. 원자로용기(110)의 내부에 구비되는 가압기(115)는 원자로냉각재계통(111)의 압력을 제어하도록 형성될 수 있다.

또한, 비상냉각수저장부(20)와 열교환기(21)를 포함하는 피동잔열제거계통을 구비하여 사고 시 증기발생기를 통해 원자로냉각재계통(111)의 열을 배관들(22, 23)을 통하여 전달받는 이상유동에 의한 자연순환과 밸브(24)의 개폐에 의해 비상냉각수저장부(20)로 열을 방출할 수도 있다. 나아가, 비상냉각수저장부(20)로 전달된 열로 비상냉각수가 증발하면서 증기가 발생하면 증기방출부(25)를 통해 상기 증기를 배출하여 상기 전달된 열을 대기로 방출할 수도 있다.

원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 정상운전 시에도 작동상태에 있으며, 사고 시에도 원자로용기(110)의 온도가 현저하게 감소하여 안전한 상태로 도달하기 전까지는 노심(114)에서 발생하는 잔열에 의해 원자로용기(110)로 열이 지속적으로 전달되므로 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)이 계속 작동한다.

따라서, 종래의 방식과 같이 원자로 냉각 작동을 위한 운전원조치, 각종 계측기 및 제어계통, 밸브 작동 또는 펌프 기동 및 단열재의 개폐가 없어도 되므로 상기 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 작동 실패 확률이 크게 감소해 원전 안전성이 향상된다.

또한, 사고 시 원자로용기의 온도가 낮아져 안전한 상태에 도달하기 전까지는 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)에 의해 비상전력을 안정적으로 생산할 수 있어 비상 직류(DC) 배터리 용량을 감소 시킬 수 있으므로 원전의 경제성이 향상되고, 안전계통의 비상전원 공급수단 확보로 원전 비상전력계통에 대한 신뢰도를 향상시켜 원전 안전이 향상된다.

상세하게, 피동형 원전의 경우, 사고 시 요구되는 비상전력 요구량은 정상운전 중 원전에서 생산되는 발전 용량에 대비해서는 약 0.05% 미만이나, 이를 72시간 이상을 충전지(battery)를 이용하도록 설계되므로 매우 큰 충전지가 요구되어 비용이 증가하는 단점이 있었다. 하지만, 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 사고 시 원자로가 정지한 후에도 노심(114)에서 지속적으로 발생하는 잔열(잔열 발생량은 정상 열출력 양 대비 수% (정지 초기) ~ 1/수%(정지 후 72시간 후) 수준)을 이용하여 적정 수준의 비상전력을 생산할 수 있다.

나아가, 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)을 이용해 전력을 생산하는 경우 전력 생산량은 수십 kWe ~ 수 MWe 수준으로 원전 정상운전 시 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 용량이 1/수 % 이하로서 전반적으로 원전 운전에 거의 영향을 주지 않기 때문에 정상운전 중 본 설비가 고장이 나는 경우에도 1/수 % 이하 용량이므로 원전 운전에 미치는 영향이 거의 없다.

또한, 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)을 이용해 전력을 생산하는 경우 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 소규모로 구성할 수 있으므로 내진설계 적용이나 안전등급 적용이 용이하고, 소용량 설비로 내진설계 및 안전등급 적용 시에도 비용 증가가 크지 않다.

또한, 사고 시에도 별도의 밸브 구동 없이 정상운전 상태와 같이 계속 작동하므로, 사고 시 종래의 원자로 냉각계통 작동을 위한 밸브, 펌프 등의 작동 실패, 계측기 및 제어신호의 오류로 인한 작동 실패 또는 고장 확률이 현저하게 감소할 수 있다.

나아가, 중대사고의 발생으로 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장으로 작동되지 않는 경우, 격납부내 핵연료재장전수저장부(In containment Refueling Water Storage Tank, 이하 IRWST라고함)(170) 및 제2방출부(175)를 통한 유로가 이미 형성되어 있으므로, 운전원조치에 따른 밸브 개폐 등의 단순한 조작에 의해 원활한 냉각수의 유량 공급 및 방출이 가능하도록 형성되어 원자로용기(110)를 포함한 원자로냉각재계통(111)과 노심용융물의 냉각에 이용될 수도 있다.

특히, 일체형원자로의 경우 원자로용기 내외부 하부 공간이 단순한 구조를 갖고 있으며, 상기 원자로용기 내외부 하부 또는 기타 공간의 확보가 용이하므로 본 발명의 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)을 적용하기가 더욱 용이하다.

또한, 사고 시 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 원자로 노심(114)의 잔열제거 역할을 수행하는 추가적인 잔열제거 수단으로 활용될 수도 있다.

이하에서는, 본 발명에 따른 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)에 대하여 구체적으로 설명한다.

원자로건물(미도시)(또는 격납부, 이하 원자로건물이라 함) 경계(1)의 내부에는 원자로용기(110), 열교환부(120) 및 IRWST(170)를 포함할 수 있다.

열교환부(120)는 원자로용기(110) 내부의 노심(114)으로부터 발생하는 열을 유체를 통하여 전달받도록 형성될 수 있다. 실시 예에서, 열교환부(120)는 원자로용기(110)의 적어도 일부를 감싸는 형태일 수 있다. 즉, 열교환부(120)는 원자로용기(110)에서 방출되는 열을 전달받고 원자로용기(110)의 외벽을 냉각하도록 형성될 수 있다.

한편, 원자로건물 경계(1)의 외부에는 전력 생산부(130), 응축수 저장부(150)를 포함한다. 전력 생산부(130)는 모터들(135, 152) 및 전력계통(160)에 연결되어 전력을 공급할 수 있다. 전력계통(160)은 내외부전력계통(161), 충전기(162), 비상전력소요기기(164) 및 비상축전지(163)를 포함할 수 있다. 단, 원전의 배치 특성에 따라 원자로건물 경계(1)의 외부에 설치되는 것으로 예시된 일부 기기가 원자로건물 경계(1)의 내부에 배치될 수도 있다.

원자로건물 경계(1)의 내부에 형성된 원자로용기(110)는 원자로냉각재계통(111)의 원자로냉각재가 순환되며 내부에 노심(114)을 포함하도록 형성되고 고압에 견디도록 설계되는 압력 용기일 수 있다.

열교환부(120)는 원자로용기(110)의 외부에 구비되고, 원자로용기(110) 외부에서 원자로냉각재계통(111)으로부터 원자로용기(110)로 전달되어 원자로용기(110) 외부로 열을 전달받을 수 있다. 상세하게, 열교환부(120)는 노심(114)에서 생산되는 잔열이 원자로냉각재계통(111)의 순환을 통해 원자로용기(110) 내부 표면으로 전달되고, 전달된 열을 원자로용기(110)의 전도 열전달에 의해 원자로용기(110)의 외부 표면으로 전달된 후 열교환부(120)로 전달되어 원자로용기(110)에 대한 냉각을 수행할 수 있다. 즉, 열교환부(120)는 원전 정상운전 중에는 원자로용기(110)와 원자로용기(110) 내부의 원자로냉각재에 대한 냉각을 수행할 수 있고, 원전 사고 시에는 원자로용기(110)와 원자로냉각재 및 노심용융물에 대한 냉각을 수행할 수 있다.

실시 예에서, 열교환부(120)는 원자로용기(110) 하부를 감싸도록 형성되고, 원자로용기(110)에서 방출되는 열을 전달받는 유체를 이용하여 상기 원자로용기(110)의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부일 수 있다.

다른 실시 예에서, 열교환부는 원자로용기(110)의 내부에 구비되고, 노심(114)으로부터 발생하는 열을 전달받은 원자로용기(110) 내부의 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달받도록 형성되는 원자로용기의 내부에 구비된 열교환부 형태일 수도 있다. 상기 원자로용기의 내부에 구비된 열교환부의 형태를 가지는 열교환부는 후술되는 도 5a 내지 도 5c, 도 6a 내지 도 6c 및 도 7a 내지 7c에서 설명한다.

실시 예에서, 열교환부(120)가 상기 원자로용기(110)의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부일때, 열교환부(120)의 형상은 원통형일 수 있다. 하지만 열교환부(120)의 형상은 원통형에 한정되는 것이 아니라, 열교환부(120)의 적어도 일부가 원통형, 반구형 및 이중 용기형 형태를 포함할 수 있다. 덧붙여, 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(120)는 부식되는 것을 방지하거나 열전달 효율을 증가시키기 위한 코팅부재(121)가 더 형성될 수 있다.

실시 예에서, 코팅부재(121)는 다양한 방법으로 표면이 개질될 수 있으며, 열전달 표면적을 증가시키기 위해 요철(냉각핀)형태로 가공될 수도 있다. 나아가, 코팅부재(121)의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달을 효율을 향상시킬 수 있는 열전달부재(미도시)를 더 포함할 수도 있다. 즉, 코팅부재(121) 및 열전달부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달이 효율적으로 되게 할 수도 있다.

또한, 열교환부(120)에는 방출관(122)이 구비되고, 방출관(122)은 열교환부(120)의 유체를 전력 생산부(130)로 공급하도록 열교환부(120)와 전력 생산부(130)에 연결되도록 형성될 수 있다. 방출관(122)은 밸브(123)를 통과하는 배관(124)으로 분지되어 전력 생산부(130)에 연결되도록 형성될 수 있다.

한편, 방출관(122)은 밸브(125)와 연결된 제1방출부(126)를 구비하고, 제1방출부(126)는 전력 생산부(130)로 과공급되는 상기 유체의 적어도 일부를 방출하거나 전력 생산부(130)를 우회할 수 있도록 형성될 수 있다. 상세하게, 제1방출부(126)는 열교환부(120)로부터 원자로건물(미도시) 외부로 유체(기체, 증기)를 방출하는 배관으로 계통의 압력이 상승하거나, 과다하게 유체(액체)가 공급되는 경우 유체(기체, 증기)의 일부를 방출하도록 구성될 수 있다. 본 발명에서는 제1방출부(126)가 원자로건물(미도시) 외부로 유체를 방출하는 것으로 도시하였으나, 원전의 특성에 따라 방출 유체를 전력 생산부(130)를 우회시킨 후 유체를 응축시켜 재사용 하도록 형성될 수도 있다.

나아가, 열교환부(120)는 배관(173)을 통하여 핵연료재장전수가 공급되도록 IRWST(170)와 연결될 수 있다. 상세하게 IRWST(170)는 밸브(171)와 체크밸브(172)와 연결될 수 있다. 이에 밸브(174)와 연결된 제2방출부(175)를 구비하고, 사고시 제2방출부(175)를 통하여 IRWST(170)로부터 배관(173)로 공급된 핵연료재장전수가 방출될 수 있다.

상세하게, 제2방출부(175)는 IRWST(170)로부터 공급받은 상기 핵연료재장전수를 원자로건물(미도시) 내부로 유체(기체/증기, 기체/증기와 액체/고온수 혼합물 또는 액체/고온수)를 방출하는 배관으로 중대사고 등으로 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장 등으로 이를 이용한 냉각 및 발전이 불가한 경우에도 원자로용기(110)의 내외부를 냉각할 수 있도록 구성된 것이다.

한편, 전력 생산부(130)로는 열교환부(120)로부터 상기 유체가 이송되어 주입될 수 있다. 전력 생산부(130)는 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성될 수 있으며, 스털링엔진(140)을 포함할 수 있다.

상세하게, 스털링엔진(140)은 초기 엔진 구동을 위한 동력을 제공하도록 형성되는 배터리(미도시)를 포함할 수 있다. 또한, 스털링엔진(140)은 스털링엔진(140)과 인접하게 구비된 열교환기를 가질 수 있다. 상기 열교환기는 제1열교환부(131)와 제2열교환부(132)를 구비한다.

상기 열교환기의 제1열교환부(131)는 고온부(141)와 연결되어 열교환부(120)의 열, 즉 노심(114)에서 생성된 열이 고온부(141)에 전달되도록 형성될 수 있으며, 고온부(141)와 열교환한 유체는 배관(139)으로 배출될 수 있다. 또한, 상기 열교환기의 제2열교환부(132)는 저온부(142)와 연결되어 저온부(142)로부터 전달되는 상기 작동기체의 열을 외부로 방출할 수 있다.

스털링엔진(140)은 재생열교환부(133)(regenerator)를 더 포함할 수 있다. 상기 재생열교환부(133)는 스털링엔진(140)의 성능 및 효율을 증가시키기 위한 구성요소이고, 고온부(141)와 저온부(142) 사이를 왕복하는 상기 작동기체가 열(가열, 냉각)을 전달받는 제1열교환부(131)와 상기 제2열교환부(132)사이에 위치할 수 있다.

재생열교환부(133)는 고온부(141)에서 저온부(142)로 흐르는 열을 최대한 막아서 큰 온도차를 유지시킬 수 있게 한다. 또한, 상기 작동기체가 고온부(141)에서 저온부(142)로 이동할 때, 재생열교환부(133)가 상기 작동기체의 열을 저장했다가, 상기 작동기체가 다시 저온부(142)에서 고온부(141) 올 때, 재생열교환부(133)가 다시 상기 작동기체에 열을 전달할 수 있도록 할 수 있다. 상세하게 스털링엔진(140)의 효율은 고온부(141)와 저온부(142)의 온도차에 의해 결정되므로 저온부(142)에서 고온부(141)로 돌아오는 가스를 재가열하지 않을 경우 효율이 극대화 될 수 있다. 이러한 점에서 재생열교환부(133)는 스털링엔진(140) 성능과 밀접한 관계를 가진다.

한편, 스털링엔진(140)은 동력생성부(143) 및 발전부(144)를 포함한다. 동력생성부(143)는 열을 전달받은 상기 유체를 통해 전달받은 열(가열, 냉각)에 의해 작동기체가 가열, 팽창, 냉각 및 압축의 과정을 거치며 동력을 생성하도록 형성된 피스톤의 일종인 왕복기(143a)와 피스톤(143b)을 포함하는 실린더(143c) 및 동력전달부(143d)를 구비할 수 있다. 동력전달부(143d)는 실린더(143c) 내부의 왕복기(143a)와 피스톤(143b)의 왕복운동을 연결로드로 전달하여 회전운동으로 전환될 수 있다.

한편, 발전부(144)는 동력생성부(143)에서 생성된 회전운동을 하는 기계에너지를 전기에너지로 변화시키도록 형성된다. 상세하게, 발전부(144)에서는 동력부 축과 발전기 축이 연결되어 상기 기계에너지를 전기에너지로 변화시킬 수 있도록 형성될 수 있다. 즉, 스털링엔진(140)은 원전 정상운전 시 및 사고 시 특성을 고려하여 원자로용기(110) 내부로부터 기설정 규모의 열을 전달 받아 전기를 생산할 수 있다.

나아가, 스털링엔진(140)은 상기 작동기체가 내부에 각각 채워지며 실린더(143c) 내부에 서로 구획된 공간으로 형성되는 고온부(141) 및 저온부(142)를 구비하고, 고온부(141) 및 저온부(142)에 채워진 작동기체가 상기 제1열교환부(131), 제2열교환부(132) 및 재생열교환부(133)를 통해 서로 소통되도록 형성되고, 상기 작동기체의 소통에 따라 왕복기(143a)와 피스톤(143b)을 이동시키도록 형성될 수 있다.

또한, 스털링엔진(140)은 상기 작동기체가 저온부(142)에서 고온부(141)로 되돌아올 때 상기 작동기체에 상기 저장된 열을 전달하는 재생열교환부(133)를 더 포함할 수 있다. 나아가, 고온부(141) 및 저온부(142)는 실린더 내부의 밀폐된 공간에 각각 형성되고, 고온부와 저온부는 각각 작동기체가 채워진다. 다른 실시 예에서, 상기 스털링엔진은 경우에 따라 두개의 실린더 내부에 각각 상기 고온부 및 상기 저온부가 별개로 형성될 수 있다.

한편, 도시된 것과 같이 한 개의 실린더(143c) 내부에 고온부(141) 및 저온부(142)가 서로 구획된 공간으로 형성될 수 있다.(beta 방식) 상기 작동기체는 공기, 헬륨, 수소 중 어느 하나의 기체일 수 있다.

또한, 스털링엔진(140)의 실린더(143c)는 일측이 개구된 원통 형태일 수 있으며, 실린더(143c) 내부에 고온부(141)와 저온부(142)를 구획하도록 고온부(141)와 저온부(142) 사이의 경계 위치에 배치되는 피스톤(143b)과 피스톤(143b)과 이격되게 실린더(143c) 내부에 배치되는 왕복기(143a)를 포함할 수 있다. 피스톤(143b) 및 왕복기(143a)는 상기 작동기체에 의해 실린더(143c) 내부를 따라 서로 독립적으로 이동될 수 있다.

스털링엔진(140)은 실린더(143c)의 개구부 측과 이격되도록 회전가능하게 배치되는 동력전달부(143d)를 구비할 수 있다. 피스톤(143b) 및 왕복기(143a)의 왕복직선운동에너지를 회전운동으로 전환되어 스털링엔진(140)의 연속적인 동작을 구현할 수 있다.

고온부(141)와 저온부(142)는 연결유로에 의해 서로 연통되게 연결될 수 있다. 예를 들어, 상기 연결유로의 일단부가 고온부(141)와 연결되고, 연결유로의 타단부가 저온부(142)와 연결되어, 상기 작동기체가 상기 연결유로를 통해 고온부(141)에서 저온부(142)로 이동하거나 저온부(142)에서 고온부(141)로 이동할 수 있다. 덧붙여, 상기 연결유로에 배치되는 재생열교환부(133)를 더 포함할 수도 있다.

또한, 저온부(142)에는 팬(136) 또는 펌프(미도시)를 구비하고, 팬(136) 또는 상기 펌프는 냉각유체를 저온부(142)에 공급하여 저온부(142)의 작동기체와 열교환하도록 형성될 수 있다. 상세하게, 팬(136) 또는 상기 펌프는 스털링엔진(140)의 발전부(144)에서 생산되는 전력을 연결배선(134)으로 모터(135)로 공급하여 작동될 수 있다.

실시 예에서, 상기 냉각유체는 공기, 순수, 해수 또는 이들의 혼합물을 포함할 수 있으며 서술된 물질에 한정되지 않으며, 저온부(142)와 열교환될 수 있는 물질이라면 한정되지 않고 사용될 수 있다.

스털링 사이클 원리에 의한 스털링엔진(140)의 기본 동작은 가열, 팽창, 냉각 및 압축 과정으로 이루어 진다. 상기 과정을 상세하게 설명하면 다음과 같다.

가열 : 상기 작동기체가 주로 모여 있는 고온부(141)를 가열하면 온도가 상승하면서 고온부(141) 피스톤(143b)을 밀어내어 일(work) 또는 동력(power)을 생성한다.

팽창 : 계속해서 고온부(141)의 온도가 상승하면서 피스톤(143b)을 밀어냄과 동시에, 저온부(142)로 상기 작동기체가 이동하여 왕복기(143a)를 밀어낸다. 이때 상기 작동기체는 재생열교환부(133)에 열을 저장하고 동시에 저온부(142) 측을 지나면서 냉각되기 시작한다.

냉각 : 상기 작동기체가 저온부(142)로 계속 이동하면서 왕복기(143a)를 밀어내지만, 고온부(141)의 상기 작동기체가 부족해짐에 따라 피스톤(143b)은 원래 위치로 복귀하기 시작한다.

압축 : 저온부(142)에 상기 작동기체가 주로 모이게 되면 상기 작동기체의 온도가 낮아지고 서서히 압축되어 왕복기(143a)도 원래 위치로 복귀하면서 조금씩 고온부(141)로 상기 작동기체가 이동한다.

이와 같이 스털링엔진(140)은 가열-팽창-냉각-압축 과정을 하나의 사이클로 하여 움직이며, 피스톤(143b) 및 왕복기(143a)가 기구적으로 서로 연결됨에 따라, 동력전달부(143d)에서 동력을 생성하는 연속적인 사이클 동작을 이룰 수 있다.

또한, 본 발명에서는 스털링엔진(140)의 일부 형태에 대해 도시하였으나, 스털링엔진(140)을 제시한 방식으로 한정하는 것은 아니며, 다양한 형태의 스털링엔진을 적용할 수 있다.

실시 예에서, 전력 생산부(130)에서의 생산되는 전력은 사고 시 공급되는 노심(114)에서 발생되는 열에 의한 열전달 변화율을 고려하여 가변적으로 구성 가능하며, 열전달 변화율에 따라 전력 생산부(130)의 부하를 조절할 수 있다.

또한, 전력 생산부(130)의 스털링엔진(140)은 소용량 전력생산설비일 수 있으며, 이로 인하여 후술되는 내진설계 또는 안전등급을 적용하기에 용이할 수 있다. 본 발명의 원자로 냉각 및 발전 시스템에 적용되는 상기 스털링엔진의 다양한 실시 예는 도 8 내지 도 10에서 설명한다.

전력 생산부(130)에서 발전 가능한 전기출력은 수십 kWe 내지 수 MWe의 규모로 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 용량이 1/수 % 이하로서 원전 정상운전 중 본 설비가 가동되거나 또는 고장이 나는 경우에도 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)의 운전에 미치는 영향이 거의 없다.

즉, 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)은 원전의 가장 큰 대규모 설비 중 하나로서 본 전체 설비에 대해 일정 규모 이상의 내진설계 및 안전등급을 적용하는 것은 막대한 비용 증가를 유발하므로 매우 비경제적이다. 한편, 스털링엔진(140)이 적용된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 경우에는 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비해 규모가 매우 작아 내진설계 또는 안전등급을 적용하기에 쉽고, 내진설계 또는 안전등급을 적용함으로써 증가하는 비용이 크지 않다. 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)에 내진설계를 적용하여 지진이 발생하여 전원공급이 어려운 경우에도 스털링엔진(140)이 계속 구동되어 비상전력을 공급할 수 있고, 안전등급을 적용하여 계통 신뢰도를 확보하여 각종 사고 발생 시에도 스털링엔진(140)이 계속 구동되어 비상전력을 공급할 수 있다.

상기 비상전력은 원전 특성에 따른 차이가 있을 수는 있으나, 피동원전의 경우 사고 시 요구되는 전력이 수십 kWe 수준임을 고려할 때, 스털링엔진(140)이 생산하는 전력만으로 충분히 전력이 공급될 수 있다. 또한 피동원전의 경우 비상 직류배터리(DC battery) 용량이 능동형 원전에서 요구하는 비상 전력에 비해 크지 않기 때문에 스털링엔진(140)의 작동으로 생산되는 전력으로 직류배터리를 재충전할 수 있다.

원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 ASME(American Society of Mechanical Engineers)에서 규정하는 내진범주 I급(seismic category I) 내지 내진범주 III급(seismic category III)의 내진설계가 적용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 내진범주 I급(seismic category I)은 안전성 품목으로 분류된 구조물, 계통 및 기기에 적용하며 안전정지 지진(SSE) 발생 시 고유의 '안전기능'이 유지되도록 설계되어야 하며, 정상 운전하중과 동기에 운전기준 지진(OBE) 하에서도 그 안전기능이 유지되고 적절한 허용응력과 변경이 한계 내에 있도록 설계되는 것이다.

내진범주 II급(seismic category II)은 원자력 안전기능이나 연속적인 기능이 요구되지 않지만 그 품목들의 구조적 손상이나 상호 작용이 내진범주 I급 구조물, 계통 및 기기의 안전기능을 저하시키거나, 주제어실 내의 운전자에게 손상을 주는 결과를 초래할 수 있는 품목에 적용되는 범주이다. 상세하게, 내진범주 II급의 구조물, 계통 및 기기들은 안전정지 지진에 대하여 기능상의 건전성은 요구되지 않고 단지 구조적 건정성이 요구된다. 또한, 내진범주 II급의 구조물, 계통 및 기기들은 내진범주 I급 품목의 안전관련 운전을 손상시키지 않도록 설계 및 배치되어야 한다.

내진범주 III급(seismic category III)은 개개의 설계기능에 따라 UBC(uniform building code) 또는 일반산업기준에 따라 설계되는 것이다.

원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 ASME(American Society of Mechanical Engineers)에서 규정하는 원자로 발전소의 안전등급 1 내지 3의 안전등급이 적용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 원자력 발전소의 안전등급(safety class)은 크게 안전등급 1(safety class 1) 내지 안전등급 3(safety class 3)으로 분류된다.

안전등급 1은 원자로 냉각재 압력경계(고장이 발생할 경우 원자로 냉각재의 정상 보충능력을 초과하는 냉각재 상실을 초래할 수 있는 부분)를 구성하는 설비의 내압부분과 그 지지물에 대하여 부여하는 등급이다.

안전등급 2는 원자로 격납건물의 내압부분 및 그 지지물에 부여할 수 있으며, 안전등급 1에 속하지 아니하면서 다음의 안전기능을 수행하는 설비의 내압부분 및 지지물에 한하여 부여될 수 있다.

- 핵분열 생성물 유출 방지 또는 방사성 물질을 격납건물 안에 억류 또는 격리하는 기능

- 비상 시 격납건물 내에서 발생된 열 또는 방사성 물질을 제거하는 기능(예: 격납건물 살수 계통), 비상 시 원자로를 미임계 상태로 만들기 위하여 부반응도를 증가시키거나 압력경계 설비를 통한 정반응도 증가를 억제하는 기능(예: 붕산주입 계통)

- 비상 시 노심에 직접 냉각재를 공급하여 노심냉각을 보장하는 기능(예: 잔열제거, 비상노심냉각 계통) 및 비상 시 노심의 냉각에 충분한 원자로 냉각재를 공급하거나 유지하는 기능(예: 핵연료재장전수 저장탱크)

안전등급 3은 안전등급 1, 2에 포함되지 않으며, 다음 중 하나의 안전기능을 수행하는 설비에 부여될 수 있다.

- 원자로 격납건물 안의 수소농도를 허용한계치 이내로 제어하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비를 보유하고 있는 원자로 격납건물 외부의 안정된 공간(예: 원자로 제어실, 핵연료 건물)으로부터 방사성 물질을 제거하는 기능

- 원자로를 미임계 상태로 만들거나 유지하기 위하여 부반응로를 증가시키는 기능(예: 붕산보충)

- 노심냉각을 위해 원자로 냉각재를 충분히 공급하거나 유지하는 기능(예: 원자로 냉각재 보충수 계통)

- 노심반응도 제어 또는 노심 냉각능력을 확보하기 위하여 원자로 내부의 기하학적 구조를 유지하는 기능(예: 노심지지 구조물)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 대하여 그 하중을 지지하거나 보호하는 기능(KEPIC-MN, ASME sec. III의 범주에 포함되지 않는 콘크리트 강재 구조물)

- 원자로 제어실 또는 원자력 발전소 외부의 사람들을 위하여 방사선을 차폐하는 기능

- 습식 저장된 사용 후 핵연료의 냉각유지 기능(예: 사용 후 핵연료 저장조 및 냉각계통)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 의하여 수행되는 안전기능을 보장하는 기능(예: 안전등급 1,2 또는 3의 열교환기로부터 열을 제거하는 기능. 안전등급 2 또는 3의 펌프윤활기능, 비상 디젤기관의 연료급유 기능)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 구동전원이나 동력을 공급하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 안전기능의 수행에 필요한 수동 또는 자동작동을 위한 정보를 제공하거나 그 설비를 제어하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 안전기능의 수행에 필요한 전원을 공급하거나 신호를 송신하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 적절한 안전기능을 수행하도록 보장하거나 유지하기 위한 수동 또는 자동의 연동기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비와 운전요원을 위하여 적절한 환경조건을 제공하는 기능

-압력용기의 설계, 제작에 관한 기준 KEPIC-MN, ASME Sec. III가 적용되지 않은 안전등급 2에 해당하는 기능

한편, 고온부(141)와 열교환되어 배출된 유체는 배관(139)을 따라 응축수 저장부(150)로 이송된다. 상세하게, 응축수 저장부(150)는 전력 생산부(130)의 하부에 배치되어 고온부(141)의 유체가 열교환되며 응축되며 배출되는 응축수를 수집하도록 형성될 수 있다. 단, 본 발명의 실시 예에서는 고온부(141)에서 생성된 응축수가 중력에 의해 응축수 저장부(150)로 이송되게 구성될 수 있다. 그러나 원전 특성에 따라 배관(139)와 응축수 저장부(150) 사이에 펌프(미도시)를 설치하여 응축수를 강제로 이송하도록 구성할 수도 있다.

응축수 저장부(150)에 수집된 상기 응축수는 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)를 거쳐 순환될 수 있다. 나아가, 응축수 저장부(150)는 상기 응축수를 열교환부(120)로 공급하도록 열교환부(120)와 배관(156)으로 연결되도록 형성될 수 있다.

상기 응축수는 응축수 저장부(150)와 연결된 배관들(159, 151)을 통하여 배관(156)으로 공급될 수 있다. 상세하게, 응축수 저장부(150)의 응축수는 배관(151)과 연결된 모터(152)및 소형 펌프(153)에 의하여 밸브(154) 및 체크밸브(155)를 통과하여 열교환부(120)에 연결된 배관(156)으로 공급될 수도 있다. 또한, 응축수 저장부(150)의 배관(159)과 연결된 밸브(157) 및 체크밸브(158)를 통하여 중력으로 열교환부(120)에 연결된 배관(156)으로 공급될 수 있다.

모터(152)는 연결배선(138)을 통하여 전력 생산부(130) 자체 생산 전력을 공급받을 수 있다. 또한, 모터(152)는 전력 생산부(130)에서 생산된 전력을 비상축전지(163)에 충전하고 비상축전지(163)로부터 전력을 공급받도록 구비될 수 있다.

한편, 다른 실시 예에서 배관(124)을 통하여 고온부(141)와 열교환되는 유체가 노심(114)에서 방출되는 열에 의하여 상변화하지 않는 단상의 유체로 구동될 수도 있다. 열교환부(120)와 전력 생산부(130)를 순환하는 상기 단상의 유체가 기체일 경우, 전술된 응축수 저장부를 구비하지 않고도 기체상의 유체가 순환될 수 있다. 나아가, 단상의 유체가 액체일 경우에는 가압기기 및 압력제어부의 도움으로 전술된 응축수 저장부를 구비하지 않고도 열교환부(120)와 전력 생산부(130)를 순환되게 할 수 있다.

전력계통(160)은 전술된 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통(161)의 전력으로 활용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 내외부전력계통(161)은 소내 대형 터빈 발전기, 전력 생산부(130), 소내 디젤 발전기 및 외부 전력망으로부터 공급되는 전기를 처리하기 위한 계통일 수 있다.

또한, 소내, 외부 또는 전력 생산부(130) 등으로부터 공급되는 교류(AC) 전기를 저장하기 위한 설비인 충전기(162)를 통하여 비상축전지(163)에 전기에너지를 저장할 수도 있다. 비상축전지(163)는 사고 시 사용되는 비상 직류(DC) 전력을 공급하기 위해 원자력발전소 소내에 구비하는 배터리일 수 있다.

나아가 비상축전지(163)에 저장된 전기에너지는 비상전력소요기기(164)에 공급되어 비상전원으로 사용될 수도 있다. 상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링을 위한 전원으로 사용되는 것을 일 수 있다. 또한, 상기 원전의 사고 시에 전력 생산부(130)에서 생산되는 상기 전력 또한 상기 원전의 상기 비상전원에 공급되도록 형성될 수 있다.

나아가, 중대사고가 발생하고 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장으로 작동되지 않는 경우, IRWST(170) 및 제2방출부(175)를 통한 유로가 이미 형성되어 있으므로, 운전원조치에 따른 밸브 개폐 등의 단순한 조작에 의해 원활한 냉각수의 유량 공급 및 방출이 가능하도록 형성되어 원자로용기(110)를 냉각할 수도 있다.

도 1b는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 1b를 참조하면, 원전 정상운전 시의 계통배열 및 유체 흐름을 도시한 개념도이다. 원전 정상운전 중에는 급수계통(10)으로부터 증기발생기(113)로 주급수(물)를 공급하고, 노심(114)으로부터 원자로냉각재계통(111)의 원자로냉각재 순환에 의해 전달 받은 열을 증기발생기(113)를 통해 이차계통으로 전달하여 주급수의 온도를 상승시키고 증기를 생산한다. 증기발생기(113)에서 생산된 상기 증기는 주증기관(14)을 따라 대형터빈(15)으로 공급되고 상기 대형터빈(15)을 회전시키고 축으로 연결되어 있는 대형발전기(미도시)를 회전시켜 전력을 생산한다. 상기 대형발전기를 통하여 생산된 전력은 전력계통에서 소내 또는 소외로 전기를 공급할 수 있다.

한편, 소형 펌프(153)로부터 배관(156)을 통해 열교환부(120)로 공급된 급수는 원자로용기(110)의 외벽을 따라 상승하면서 열을 전달받아 증기를 생산할 수 있다. 상기 증기는 열교환부(120)의 상부에 배치된 방출관(122)을 따라 스털링엔진(140)을 포함하는 전력 생산부(130)로 공급되고, 상기 증기의 열에너지는 스털링엔진(140)을 작동시키면서 기계에너지로 변환되고, 축으로 연결되어 있는 발전부(144)에서 상기 기계에너지를 전기에너지로 변환하여 전력을 생산할 수 있다.

나아가, 전력 생산부(130)에서 생산된 전력은 전력계통(160)을 통하여 상기 전력을 내외부전력계통(161)의 전력으로 활용되도록 형성될 수 있다. 또한, 소내, 외부 또는 전력 생산부(130) 등으로부터 공급되는 교류(AC) 전기를 비상용 전력으로 저장하기 위한 설비인 충전기(162)를 통하여 비상축전지(163)에 전기에너지를 저장할 수도 있다. 비상축전지(163)는 사고 시 사용되는 비상 직류(DC) 전력을 공급하기 위해 소내에 구비하는 배터리일 수 있다. 나아가 비상전력소요기기(164)에 공급되어 비상전원으로 사용될 수도 있다.

또한, 스털링엔진(140)의 고온부(141)와 열교환되어 배출된 유체는 고온부(141)와 열교환되며 응축되어 응축수를 배출할 수 있으며, 이는 배관(139)을 따라 응축수 저장부(150)에 수집될 수 있다. 응축수 저장부(150)에 수집된 상기 응축수는 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)를 거쳐 순환될 수 있다. 나아가, 응축수 저장부(150)는 상기 응축수를 열교환부(120)로 공급하도록 열교환부(120)와 배관(156)으로 연결되도록 형성될 수 있다.

상기와 같이 원전 정상운전 시에는 원전 발전 설비와 함께 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)이 동시에 작동할 수 있다.

도 1c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 설계기준사고 시 강제순환 운전을 도시한 개념도이다.

도 1c를 참조하면, 원전 설계기준사고 시의 소형 펌프(153) 및 전력 생산부(130)의 작동이 가능한 경우의 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 작동 개념도이다.

상세하게, 여러 가지 원인에 의해 원전에 사고가 발생하면, 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동잔열제거계통, 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 나아가, 비상냉각수저장부(20)의 증기방출부(25)에서 상기 안전계통의 작동으로 생성된 증기가 방출될 수도 있다.

상기 안전계통의 작동으로 원자로냉각재계통(111) 및 노심(114)에서 발생되는 잔열이 제거될 수 있다. 또한, 원자로냉각재계통(111)으로 안전주입수를 공급하여 원자로냉각재계통(111)의 압력과 온도를 낮추어 주고 노심(114)의 온도를 낮추어 주며, 피동격납부냉각계통 작동으로 원자로건물(미도시) 내부의 압력 상승을 억제하여 상기 원자로건물을 보호할 수 있다.

한편, 주급수관(11) 및 주증기관(14)에 설치된 격리밸브들(12, 13)이 닫히면서 대형터빈(15)은 가동이 중지된다. 하지만, 원자로 노심(114)이 정지하는 경우에도 상당 기간 노심(114)에서 잔열이 발생하고, 원자로냉각재계통(111)과 원자로용기(110)에는 많은 현열이 존재하므로, 원자로냉각재계통(111)과 원자로용기(110)의 온도는 급격히 감소하지 않는다.

즉, 원전 설계기준사고 시에는 원전 발전 설비는 정지하지만 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)은 계속 작동한다. 이에 따라 비상전력공급과 잔열제거가 원활히 이루어질 수 있다.

이에 따라, 사고가 발생하는 경우에도 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)는 정상운전과 거의 유사한 상태로 가동될 수 있다. 따라서 전력 생산부(130)에서는 전력을 계속 생산하면서, 원자로용기(110)를 냉각할 수 있다. 시간이 경과하면서, 노심(114)에서 발생되는 잔열이 감소되어 원자로용기(110)의 온도가 감소할 수 있다. 이 경우, 전달되는 열량 감소에 따라 전력 생산부(130)의 전력 생산량을 감소하면서 정상운전과 거의 유사하게 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)이 운전될 수 있다.

도 1d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 설계기준사고 시 자연순환 운전을 도시한 개념도이다.

도 1d를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 설계기준사고 시 자연순환 운전으로 소형 펌프(153)의 작동이 불가능한 경우의 개념도이다. 전술된 도 1c의 경우와 같이 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 피동잔열제거계통, 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 이에 따라 원자로냉각재계통(111)을 냉각하고 노심(114)의 잔열을 제거하고 원자로냉각재계통(111)으로 안전주입수를 공급하여 원자로냉각재계통(111)의 압력과 온도를 낮추어 주고 노심(114)의 온도를 낮추어 주며, 원자로건물(미도시) 내부의 압력 상승을 억제하여 상기 원자로건물을 보호할 수 있다. 한편, 주급수관(11) 및 주증기관(14)에 설치된 격리밸브들(12, 13)이 닫히면서 대형터빈(15)은 가동이 중지된다.

상세하게, 여러 가지 원인으로 소형 펌프(153)로부터 급수공급이 중단되는 경우, 관련신호 또는 운전원조치에 의해 응축수 저장부(150)와 연결된 밸브(157)와 체크밸브(158)를 개방하여 배관(159)을 통하여 응축수 저장부(150)로부터 급수를 공급할 수 있으며, 이때 상기 급수는 중력에 의한 자연순환으로 공급이 이루어질 수 있다.

즉, 중력이 응축수 저장부(150)의 응축수에 작용하여 상기 응축수가 자연순환되어 공급될 수 있다. 이에 따라 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)의 작동 상태는 소형 펌프(153)를 제외하고는 정상운전 시와 유사한 상태로 가동될 수 있다. 시간이 경과하면서, 노심(114)의 잔열이 점차적으로 감소하여 증기 생산량이 감소하는 경우에 전력 생산부(130)의 전력 생산량이 감소하면서 정상 운전과 유사하게 운전될 수 있다.

도 1e는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 1e를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(100)의 중대사고 운전으로 원자로 냉각 및 발전 시스템(100) 의 작동이 불가능한 경우의 개념도이다. 전술된 도 1c와 도 1d의 경우와 같이 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동잔열제거계통, 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 그러나 발생 확률은 극히 낮으나 각종 안전계통과 비안전계통이 작동하지 않는 경우를 가정하는 경우에는 노심의 온도가 상승하여 핵연료가 용융되는 사고가 발생할 수도 있다.

예를 들어, 원전 사고 중 노심용융물(114')이 발생하는 것과 같은 중대사고가 발생하였을 때 원자로건물 외부로의 방사성 물질의 방출을 차단하기 위해, 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)의 가동을 중단시킬 수 있다. 이에, 관련신호 또는 운전원조치에 의해 IRWST(170)와 연결된 배관(173)을 개방하여 IRWST(170)로부터 핵연료재장전수를 공급받을 수 있다. 이에 원자로용기(110)의 하부와 원자로용기(110)를 포함한 원자로냉각재계통(111)과 노심용융물의 냉각에 이용될 수도 있다.

또한, IRWST(170) 및 제2방출부(175)를 통한 유로가 이미 형성되어 있으므로, IRWST(170)로부터 공급받은 상기 핵연료재장전수를 운전원조치에 따른 밸브 개폐 등의 단순한 조작에 의해 원활한 냉각수의 유량 공급 및 방출이 가능하도록 형성될 수 있다. 상세하게, 제2방출부(175)는 IRWST(170)로부터 공급받은 상기 핵연료재장전수를 원자로건물(미도시) 내부로 유체(기체/증기, 기체/증기와 액체/고온수 혼합물 또는 액체/고온수)를 방출할 수 있다.

나아가, 원자로 노심용융물(114')이 발생하는 경우 이외에도 원전 사고 중 원자로용기가 손상되거나 노심(114)이 노출되는 것과 같은 중대사고가 발생하였을 때에도 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)의 가동을 중단하고, 예방적 차원에서 IRWST(170)을 통한 급수 주입 및 제2방출부(175)와 연결된 밸브(174)의 개방이 가능할 수 있다.

또한, 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장 등으로 이를 이용한 냉각 및 발전이 불가한 경우에도 원자로용기(110) 및 원자로냉각재계통(111)을 냉각할 수 있도록 IRWST(170)와 연결된 배관(173)을 구성할 수 있다.

발전소 특성에 따라 IRWST(170)와 연결된 배관(173)에는 펌프(미도시)가 설치되어 강제로 주입할 수도 있고, 중력을 이용하여 주입할 수도 있다.

또한, 이하 설명되는 다른 실시 예에서는 앞선 예와 동일 또는 유사한 구성에 대해서는 동일, 유사한 참조번호가 부여되고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음된다.

도 2a는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 개념도이다.

도 2a를 참조하면, 열교환부(220)에 연결되는 증발부(280)를 더 구비하고, 증발부(280)는 열교환부(220)의 내부 유체와 응축수 저장부(250)의 응축수와 열교환하도록 형성될 수 있다.

상세하게, 열교환부(220) 및 증발부(280)를 순환하도록 형성되는 제1순환부가 구비되게 형성될 수 있다. 한편, 증발부(280), 전력 생산부(230), 응축수 저장부(250)를 순환하도록 형성되는 제2순환부가 구비되게 형성될 수 있다.

즉, 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)은 상기 제1순환부 및 상기 제2순환부의 이중 순환 루프를 가지도록 형성될 수 있다. 증발부(280)는 상기 제1순환부 및 제2순환부의 경계가 되도록 형성될 수 있다. 상기 제1순환부는 단상 유체에 의해 순환하도록 형성될 수 있다. 상세하게 상기 제1순환부의 단상 유체는 압축 기체(가스)일 수 있다.

상기 제1순환부를 순환하는 상기 유체는 열교환부(220)와 연결된 방출관(222)과 밸브(281)를 거쳐 증발부(280)에서 열교환한다. 증발부(280)에서 열교환하는 상기 유체는 배관(282), 압축기(284), 밸브(285), 체크밸브(286) 및 배관(287)을 통과하여 열교환부(220)에 공급될 수 있다. 상세하게, 압축기(284) 또는 송풍기(미도시)는 상기 제1순환부의 단상 유체의 순환을 수행할 수 있도록 형성될 수 있다. 압축기(284)를 작동시키는 모터(283)는 연결배선(238)에서 분지된 연결배선(238')에 의하여 전력을 공급받을 수 있다.

한편, 상기 제2순환부를 순환하는 상기 유체는 소형 펌프(253)로부터 밸브(254), 체크밸브(255) 및 배관(256)을 통하여 증발부(280)로 공급되고, 증발부(280)에서 증기로 변환된 유체는 방출관(222')을 통과하여 전력 생산부(230)로 공급된 후, 제1열교환부(231)에서 냉각 및 응축되어 응축수 저장부(250)에 저장되며, 배관(251)을 통하여 순환될 수 있다.

즉, 상기 제2순환부를 순환하는 상기 유체는 전술한 제2순환부를 순환하면서 스털링엔진(240)을 포함하는 전력 생산부(230)로 공급되어, 상기 유체의 열에너지가 스털링엔진(240)을 작동시켜 기계에너지로 변환되고, 축으로 연결되어 있는 발전부(244)에서 상기 기계에너지를 전기에너지로 변화하여 전력을 생산할 수 있다. 나아가, 전력 생산부(230)에서 생산된 전력은 전력계통(260)을 통하여 상기 전력을 활용되도록 형성될 수 있다.

나아가, 원자로용기(210) 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(220)는 도시와 같이 반구형으로 형성될 수도 있으며, 열교환부(220)는 코팅부재 또는 열전달 향상부재 없이 원자로용기(210)의 외벽을 냉각할 수도 있다.

본 실시 예는 도 1a의 실시 예에 비해 증발부(280)가 추가되는 단점이 있으나, 상기 제1순환부와 상기 제2순환부를 순환하는 유체를 물리적으로 분리하는 효과가 있으며, 단상의 유체를 이용해 원자로용기(210)를 냉각할 수 있는 장점이 있다.

도 2b는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 원전 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 2b를 참조하면, 원전 정상운전 시의 계통배열 및 유체 흐름을 도시한 개념도이다. 원전 정상운전 중에는 급수계통(10)으로부터 증기발생기(213)로 주급수(물)를 공급하고, 노심(214)으로부터 원자로냉각재 순환에 의해 전달 받은 열을 증기발생기(213)를 통해 이차계통으로 전달하여 주급수의 온도를 상승시키고 증기를 생산한다. 증기발생기(213)에서 생산된 상기 증기는 주증기관(14)을 따라 대형터빈(15)으로 공급되고 상기 대형터빈(15)을 회전시키고 축으로 연결되어 있는 대형발전기(미도시)를 작동시켜 전력을 생산한다. 상기 대형발전기를 통해 생산된 전력은 전력계통에서 소내 또는 소외로 전기를 공급할 수 있다.

한편, 원자로용기(210)의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(220) 내부의 단상 유체는 원자로용기(210) 외벽의 열을 전달받아 증발부(280)로 이동된다. 증발부(280)로 이동된 단상 유체는 스털링엔진(240)을 포함하는 전력 생산부(230)으로 공급될 유체로 열을 전달한 후, 열교환부(220) 및 증발부(280)를 순환하도록 형성되는 제1순환부가 구비되게 형성될 수 있다. 나아가, 모터(283)와 연결된 압축기(284) 및 송풍기(미도시)는 상기 제1순환부를 순환하는 단상 유체의 순환을 원할하게 수행될 수 있도록 형성될 수 있다.

다른 한편, 소형 펌프(253)로부터 밸브(254), 체크밸브(255) 및 배관(256)을 통하여 증발부(280)로 공급된 유체는 전술한 제2순환부를 순환하면서 스털링엔진(240)을 포함하는 전력 생산부(230)로 공급되고, 상기 유체의 열에너지가 스털링엔진(240)을 작동시켜 기계에너지로 변환되고, 축으로 연결되어 있는 발전부(244)에서 상기 기계에너지를 전기에너지로 변화하여 전력을 생산할 수 있다. 나아가, 전력 생산부(230)에서 생산된 전력은 전력계통(260)을 통하여 상기 전력을 활용되도록 형성될 수 있다.

도 2c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 원전 설계기준사고 시 강제순환 운전을 도시한 개념도이다.

도 2c를 참조하면, 원전 설계기준사고 시 소형 펌프(253) 및 전력 생산부(230)의 작동이 가능한 경우의 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 작동 개념도이다.

상기 안전계통의 작동으로 원자로냉각재계통 및 노심(214)에서 발생되는 잔열이 제거될 수 있다. 또한, 원자로냉각재계통으로 안전주입수를 공급하여 원자로냉각재계통의 압력과 온도를 낮추어 주고 노심(214)의 온도를 낮추어 주며, 피동격납부냉각계통의 작동으로 원자로건물(미도시) 내부의 압력 상승을 억제하여 상기 원자로건물을 보호할 수 있다.

한편, 주급수관(11) 및 주증기관(14)에 설치된 격리밸브들(12, 13)이 닫히면서 대형터빈(15)은 가동이 중지된다. 하지만, 사고 초기 원자로용기(210)의 온도는 유사하므로, 증발부(280)에 각각 연결되어 있는 열교환부(220) 및 전력 생산부(230)는 정상운전과 거의 유사한 상태로 가동될 수 있다.

시간이 경과하면서, 노심(214)에서 발생되는 잔열이 감소하고, 원자로용기(210)가 안전계통에 의해 냉각되면서 원자로용기(210)의 온도가 감소하는 경우, 전달되는 열량에 따라 전력 생산부(230)에서는 전력 생산량을 조절하면서 정상운전과 유사하게 운전될 수 있다.

도 2d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 원전 설계기준사고 시 자연순환 운전을 도시한 개념도이다.

도 2d를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 설계기준사고 시 자연순환 운전으로 소형 펌프(253)의 작동이 불가능한 경우의 개념도이다. 전술된 도 2c의 경우와 같이 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 피동잔열제거계통, 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 이에 따라 원자로냉각재계통(211)을 냉각하고 노심(214)의 잔열을 제거하고 원자로냉각재계통(211)으로 안전주입수를 공급하여 원자로냉각재계통(211)의 압력과 온도를 낮추어 주고 노심(214)의 온도를 낮추어 주며, 원자로건물(미도시) 내부의 압력 상승을 억제하여 상기 원자로건물을 보호할 수 있다. 한편, 주급수관(11) 및 주증기관(14)에 설치된 격리밸브들(12, 13)이 닫히면서 대형터빈(15)은 가동이 중지된다.

상세하게, 여러 가지 원인으로 소형 펌프(253)로부터 급수공급이 중단되는 경우, 관련신호 또는 운전원조치에 의해 응축수 저장부(250)와 연결된 밸브(257)와 체크밸브(258)를 개방하여 배관(259)을 통하여 응축수 저장부(250)로부터 증발부(280)로 급수를 공급할 수 있으며, 이때 상기 급수는 중력에 의한 자연순환으로 공급이 이루어질 수 있다.

즉, 중력이 응축수 저장부(250)의 응축수에 작용하여 상기 응축수가 자연순환되어 공급될 수 있다. 이에 따라 열교환부(220) 및 전력 생산부(230)의 작동 상태는 소형 펌프(253)를 제외하고는 정상운전 시와 유사한 상태로 가동될 수 있다. 시간이 경과하면서, 노심(214)의 잔열이 점차적으로 감소하여 증기 생산량이 감소하는 경우에 전력 생산부(230)의 전력 생산량을 조절하면서 정상 운전과 유사하게 운전될 수 있다.

도 2e는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 2e를 참조하면, 원전 중대사고 시 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 가동이 정지된 경우의 원자로 냉각 및 발전 시스템(200)의 운전 개념도이다. 전술된 도 2c의 경우와 같이 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동잔열제거계통, 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 그러나 발생 확률은 극히 낮으나 각종 안전계통과 비안전계통이 작동하지 않는 경우를 가정하는 경우에는 노심의 온도가 상승하여 핵연료가 용융되는 사고가 발생할 수도 있다.

예를 들어, 원전 사고 중 노심용융물(214')이 발생하는 것과 같은 중대 사고가 발생하였을 때, 증발부(280)에 각각 연결되어 있는 열교환부(220) 및 전력 생산부(230)의 가동이 중단될 수 있다. 이에, 관련신호 또는 운전원조치에 의해 IRWST(270)와 연결된 밸브(271)와 체크밸브(272)를 개방하여 배관(273)을 통하여 IRWST(270)로부터 급수를 공급하여 원자로용기(210)의 하부를 냉각하고, 제2방출부(275)에 설치된 밸브(274)를 개방하여 생성된 증기를 방출할 수 있다. 발전소 특성에 따라 IRWST(270)와 연결된 배관(273)에는 펌프(미도시)가 설치되어 강제로 주입할 수도 있고, 중력을 이용하여 주입할 수도 있다.

나아가, 원자로 노심용융물(214')이 발생하는 경우 이외에도 원전 사고 중 원자로용기가 손상되거나 노심(214)이 노출되는 것과 같은 중대 사고가 발생하였을 때에도 증발부(280)에 각각 연결되어 있는 열교환부(220) 및 전력 생산부(230)의 가동이 중단되고 경우, 예방적 차원에서 IRWST(270)을 통한 급수주입 및 제2방출부(275)와 연결된 밸브(274)의 개방 운전이 가능할 수 있다.

또한, 이하 설명되는 또 다른 실시 예에서는 앞선 예와 동일 또는 유사한 구성에 대해서는 동일, 유사한 참조번호가 부여되고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음된다.

도 3a 내지 도3e는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.

도 3a를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300a)의 열교환부(320a)의 형상은 반구형일 수 있다. 덧붙여, 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(320a)는 부식되는 것을 방지하거나 열전달 효율을 증가시키기 위한 코팅부재(321a)가 더 형성될 수 있다. 실시 예에서, 코팅부재(321a)는 다양한 방법으로 표면이 개질될 수 있으며, 열전달 표면적을 증가시키기 위해 요철(냉각핀)형태로 가공될 수도 있다. 나아가, 코팅부재(321a)의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달을 효율을 향상시킬 수 있는 열전달부재(미도시)를 더 포함할 수도 있다. 즉, 코팅부재(321a) 및 열전달부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달이 효율적으로 되게 할 수도 있다.

도 3b를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300b)의 열교환부(320b)의 형상은 반구형 및 원통형이 혼합된 형태일 수 있다. 상기 열교환부(320b)의 열전달 면적을 증가시키기 위해 다양한 형상이 채용될 수 있다. 또한 열교환부(320b)는 코팅부재 또는 열전달 향상부재 없이 원자로용기(310)의 외벽을 냉각할 수도 있다

도 3c를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300c)에서 원자로용기(310) 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(320c)의 내부에 코어 캐처(core catcher)(327)를 더 구비하고, 코어 캐처(327)는 원자로용기(310) 손상 시 용융물을 받아 냉각하도록 형성될 수 있다. 덧붙여, 열교환부(320c)는 부식되는 것을 방지하거나 열전달 효율을 증가시키기 위한 코팅부재(321c)가 더 형성될 수 있다.

도 3d를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300d)에서 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(320d)의 형상은 이중 용기 형태로 열교환부(320d)가 원자로용기(310) 전체를 감싸는 형상일 수 있다. 열교환부(320d)의 열전달 면적을 증가시키기 위해 다양한 형상이 채용될 수 있다.

또한, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300d)은 전술된 도 2a의 열교환부(220)와 유사하게 열교환부(320d)에 연결되는 증발부(380)를 더 구비할 수 있다. 증발부(380)는 열교환부(320d)의 내부 유체와 응축수 저장부(350)의 응축수와 열교환하도록 형성될 수 있다. 즉, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300d)은 제1순환부 및 제2순환부의 이중 순환 루프를 가지도록 형성될 수 있다.

도 3e를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(300e)의 방출관(322)에 연결된 밸브(391)를 거치되도록 형성된 기수분리기(390)를 더 구비하고, 기수분리기(390)는 열교환부(320e) 내부를 순환하는 유체 중 기체만을 방출관(322")을 통하여 전력 생산부(330)로 전달되도록 형성될 수 있다. 나아가, 기수분리기(390)로부터 분리된 액체를 응축수 저장부(350)로 회수하도록 냉각수회수관(392) 및 펌프(394)가 더 형성될 수도 있다.

펌프(394)를 작동시키는 모터(393)는 연결배선(338)에서 분지된 연결배선(338")에 의하여 전력을 공급받을 수 있다. 기수분리기(390)로부터 분리된 액체는 냉각수회수관(392), 펌프(394), 체크밸브(395) 및 밸브(396)를 거쳐 응축수 저장부(350)로 회수될 수 있다. 상세하게 펌프(394)로부터 기수분리기(390) 사이를 단상 액체 순환을 유도하기 위해 액체의 기화점보다 높은 압력으로 설계 및 운전하고, 기수분리기(390)에서 액체와 기체를 분리할 수 있다.

도 4는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)의 개념도이다.

도 4를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)은 열교환부(420)의 내부 유체가 단상의 액체 상태로 전력 생산부(430)를 통과하여 순환하도록 형성될 수 있다.

원자로 냉각 및 발전 시스템(400)을 순환하는 유체가 단상의 액체일 경우, 온도에 따른 체적 변화 시 순환루프의 압력이 급격히 증가하기 때문에 압력제어부(4100)를 구비하여 단상의 액체의 체적변화를 흡수하고, 압력을 제어할 수 있다.

한편, 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)을 순환하는 유체가 단상의 액체(액상의 유체)일 경우에는 고압의 가스(기체상의 유체)가 순환하는 것에 비해 열전달 효율이 증가할 수 있다.

또한 압력제어부(4100)를 사용하여 기설정 압력으로 가압하는 경우에 소형 펌프(453)의 흡입수두(Net Positive Suction Head, NPSH) 요건이 완화될 수 있다. 또한, 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)을 순환하는 유체가 단상의 액체일 경우에는 전술된 응축수 저장부 및 상기 응축수 저장부에 관련된 배관 및 밸브들을 제거하여 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)을 단순하게 구성할 수 있다. 즉, 원자로 냉각 및 발전 시스템(400)에서의 유체의 순환이 단순해지며, 배관 및 순환루프가 단순해짐에 따라 안전등급 또는 내진설계 적용이 용이해 질 수 있다.

도 5a 내지 도 5c는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.

이하, 도 5a 내지 도 5c에서는 원자로용기의 내부에 열교환부(520)가 구비되어 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성되는 원자로 냉각 및 발전 시스템에 대하여 도면을 참조하여 보다 상세히 설명한다.

도 5a를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(500a)의 열교환부(520)는 원자로용기(510)의 내부에 구비되고, 원자로용기(510) 내부에서 원자로냉각재계통(511)으로부터 열을 전달받을 수 있다. 상세하게, 열교환부(520)는 원자로냉각재계통(511)으로부터 열을 전달받을 수 있는 유체가 순환할 수 있도록 형성되어 원자로용기(510) 내 냉각을 수행할 수 있다.

즉, 열교환부(520)는 원전 정상운전 중에는 원자로용기(510) 내부의 원자로냉각재에 대한 냉각을 수행할 수 있다. 또한, 원전 사고 시에는 원자로냉각재와 노심용융물에 대한 냉각을 수행할 수 있다.

열교환부(520)는 세부 구조물의 배치를 살펴보면, 열교환부(520)는 상기 유체가 주입되는 입구들이 배치된 입구헤더, 상기 유체가 방출되는 출구들이 배치된 출구헤더, 상기 유체의 열교환이 이루어지는 내부유로를 형성될 수 있다. 또한, 열교환부(520)의 추가 구조물의 배치로서 코어 캐처(core catcher)가 형성되어 중대사고 시 노심(514)의 용융물을 받아 냉각할 수 있다. 열교환부(520)에 관한 상세한 설명은 후술될 도 6a 내지 도 6c와 도 7a 내지 도 7c에서 설명한다.

또한, 열교환부(520)의 유체는 방출관(522), 밸브(522")와 방출관(522')을 통과하고, 방출관(522')은 밸브(523)를 통과하는 배관(524)으로 분지될 수 있다. 이에 상기 열교환부의 유체는 전력 생산부(530)에 공급될 수 있다.

전력 생산부(530)에 공급된 상기 유체는 열교환을 통하여 스털링엔진(540)에서 전력 생산을 수행할 수 있다. 또한, 열교환되고 배출된 유체는 응축되어 배관(539)을 따라 응축수 저장부(550)로 이송된다.

응축수 저장부(550)에 수집된 응축된 유체로 생성된 응축수는 열교환부(520) 및 전력 생산부(530)를 거쳐 순환될 수 있다. 나아가, 응축수 저장부(550)는 상기 응축수를 열교환부(520)로 공급하도록 열교환부(520)와 배관들(556, 556')과 밸브(556")으로 연결되도록 형성될 수 있다.

상세하게, 응축수 저장부(550)의 응축수는 배관(551)과 연결된 모터(552)및 소형 펌프(553)에 의하여 밸브(554) 및 체크밸브(555)를 통과하여 열교환부(520)에 연결된 배관들(556, 556')로 공급될 수도 있다. 또한, 응축수 저장부(550)의 배관(559)과 연결된 밸브(557) 및 체크밸브(558)를 통하여 중력으로 열교환부(520)에 연결된 배관(556')으로 공급될 수 있다.

한편, 방출관(522')은 밸브(525)와 연결된 제1방출부(526)를 더 구비하고, 제1방출부(526)는 전력 생산부(530)로 과공급되는 상기 유체의 적어도 일부를 방출하거나 전력 생산부(530)를 우회할 수 있도록 형성될 수 있다.

나아가, 열교환부(520)는 배관(573)을 통하여 핵연료재장전수가 공급되도록 IRWST(570)와 연결될 수 있다. 상세하게 IRWST(570)는 밸브(571)와 체크밸브(572)와 연결될 수 있다. 이에 밸브(574)와 연결된 제2방출부(575)를 구비하고, 사고 시 제2방출부(575)를 통하여 IRWST(570)로부터 배관(573) 및 배관(556')을 통해 공급된 핵연료재장전수가 방출될 수 있다.

상세하게, 제2방출부(575)는 열교환부(520)로부터 원자로건물(미도시) 내부로 유체(기체/증기, 기체/증기와 액체/고온수 혼합물 또는 액체/고온수)를 방출하는 배관으로 중대사고 등으로 원자로 열교환부(520) 및 전력 생산부(530)가 고장 등으로 이를 이용한 냉각 및 발전이 불가한 경우에도 원자로용기(510) 내부를 냉각할 수 있도록 구성된 것이다.

도 5b를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(500b)은 열교환부(520)의 내부 유체가 단상의 액체 상태로 전력 생산부(530)를 통과하여 순환하도록 형성될 수 있다. 이에 도 4와 유사하게 압력제어부(5100)를 구비하여 단상의 액체의 압력을 제어할 수 있다.

또한, 원자로 냉각 및 발전 시스템(500b)을 순환하는 유체가 단상의 액체일 경우에는 전술된 응축수 저장부 및 상기 응축수 저장부에 관련된 배관 및 밸브들을 제거하여 원자로 냉각 및 발전 시스템(500b)을 단순하게 구성할 수 있다.

도 5c를 참조하면, 원자로 냉각 및 발전 시스템(500c)은 원자로용기(510) 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부(520')를 별도로 더 포함하도록 형성될 수 있다. 열교환부(520')는 원자로용기(510)를 감싸도록 형성되어 원자로용기(510)에서 방출되는 열을 전달받아 원자로용기(510)의 외벽을 냉각하도록 형성될 수 있다.

상세하게, 열교환부(520')의 형상은 반구형일 수 있다. 하지만 열교환부(520')의 형상은 원통형에 한정되는 것이 아니라, 열교환부(520')의 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함할 수 있다.

덧붙여, 열교환부(520')는 부식되는 것을 방지하거나 열전달 효율을 증가시키기 위한 코팅부재(미도시)가 더 형성될 수 있다. 상기 코팅부재는 다양한 방법으로 표면이 개질될 수 있으며, 열전달 표면적을 증가시키기 위해 요철(냉각핀)형태로 가공될 수도 있다. 나아가, 상기 코팅부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달을 효율을 향상시킬 수 있는 열전달부재(미도시)를 더 포함할 수도 있다.

또한, 열교환부(520')는 배관(573')을 통하여 핵연료재장전수가 공급되도록 IRWST(570')와 연결될 수 있다. 상세하게 열교환부(520')는 밸브(571')와 체크밸브(572')와 연결될 수 있다. 나아가, 중대사고가 발생할 경우, 열교환부(520')는 밸브(574')와 연결된 방출부(575')를 더 구비하고, 사고 시 방출부(575')를 통하여 IRWST(570')로부터 배관(573')을 통해 공급된 핵연료재장전수가 방출될 수 있다.

도 6a 내지 도 6c는 도 5a 내지 도 5c의 열교환부(520)를 상세하게 설명하기 위한 도면들이다.

도 6a는 열교환부(520)의 개념도를 확대한 도면이다.

도 6b는 열교환부(520)의 측면도이다. 또한, 도 6c는 열교환부(520)의 상면도이다.

도 6a 내지 도 6c를 참조하면, 열교환부(520)는 입구헤더(5202), 출구헤더(5203), 내부유로(5204) 및 내부유로(5204)를 형성하도록 하는 구조물들(5201, 5201')을 포함할 수 있으며, 중대사고시 노심용융물을 받아 냉각할 수 있는 노심용융물 유로(520c)를 포함하는 코어 캐처(core catcher)를 구비하도록 형성될 수도 있다.

상세하게, 열교환부(520)는 입구헤더(5202)에 입구들(5202a, 5202b, 5202c, 5202d)을 배치하여 유체(정상운전 시 유체, 중대사고 시 IRWST 핵연료재장전수)를 내부유로(5204)로 주입할 수 있도록 형성될 수 있다. 또한, 내부유로(5204)는 구조물(5201')을 감싸는 형태로 U로 형성되어 저온의 상기 유체가 구조물(5201')을 감싸며 회전하면서 열을 전달받아 온도가 상승하도록 형성될 수 있다. 또한, 내부유로(5204)를 통과하며 온도가 상승된 상기 유체는 출구헤더(5203)의 출구들(5203a, 5203b, 5203c, 5203d)로 방출될 수 있다.

상세하게, 도 6c에서 도시하는 것과 같이, 열교환부(520)는 상기 유체를 입구(5202a)로 유입되도록 하고, 유로(5204a)를 통과하여 출구(5203a)로 방출되도록 형성될 수 있다. 덧붙여 입구(5202a 내지 5202d)는 각각 유로(5204a 내지 5204d)와 출구(5203a 내지 5203d)에 대응되도록 형성될 수 있다.

중대사고 시 노심이 용융되어 발생하는 노심용융물은 노심용융물 유로(520c)를 따라 열교환부(520)의 중심부에서 가장자리로 방사형으로 확산되면서 자리를 잡고 유체(IRWST 핵연료재장전수)에 의해 냉각될 수 있다.

도 7a 내지 도 7c는 각각 도 6a 열교환부(520)의 A-A', B-B' 및 C-C'를 따라 절개한 단면도이다.

상세하게, 도 7a는 도 6a의 라인 A-A'를 따라 절개한 열교환부(520)의 상부 단면도이다. 도 7a를 참조하면, A-A'를 따라 절개한 열교환부(520)의 유로(5204a 내지 5204d)을 통과하며 온도가 상승된 유체가 출구들(5203a, 5203b, 5203c, 5203d)로 방출되도록 형성될 수 있다.

또한, 도 7b는 도 6a의 라인 B-B'를 따라 절개한 열교환부(520)의 중부 단면도이다. 도 7b를 참조하면, B-B'를 따라 절개한 열교환부(520)의 내부유로(5204)를 통과하며 하부에서 상부로 유체(정상운전 시 유체, 중대사고 시 IRWST 핵연료재장전수)가 상승하며 순환되도록 형성되고, 상기 유체는 상승할수록 열을 전달 받으며 상기 유체의 온도 또한 상승하도록 형성된다.

나아가, 도 7c는 도 6a의 라인 C-C'를 따라 절개한 열교환부(520)의 하부 단면도이다. 도 7c를 참조하면, C-C'를 따라 절개한 열교환부(520)의 입구들(5202a, 5202b, 5202c, 5202d)로 온도가 낮은 상기 유체가 유입되고 유로(5204a 내지 5204d)을 통과하여 열교환부(520)의 상부의 출구들(5203a, 5203b, 5203c, 5203d)로 방출되도록 형성될 수 있다. 이 밖에도 유사한 다양한 형태로 열교환부(520)를 구성할 수 있으므로, 본 실시 예의 형태로 한정하는 것은 아니다.

도 8 내지 도 10은 본 발명의 원자로 냉각 및 발전 시스템에 적용되는 스털링엔진의 다양한 실시 예를 도시하는 개념도이다.

도 8을 참조하면, 스털링엔진(840)은 스털링엔진(840)과 인접하게 구비된 열교환기(미도시)로부터 열을 전달받을 수 있는 제1열교환부(831')가 구비될 수 있다. 제1열교환부(831')는 고온부(841)에 열이 전달되도록 형성될 수 있다.

한편, 스털링엔진(840)으로부터 전달된 열을 발산하는 제2열교환부(832')가 구비될 수 있다. 상세하게, 제2열교환부(832')는 저온부(842)와 연결되어 저온부(842)로부터 전달되는 작동기체의 열을 외부로 방출할 수 있다.

고온부(841)와 저온부(842)는 상기 제1열교환부(831), 상기 제2열교환부(832) 와 재생열교환부(833) 및 연결유로에 의해 서로 연통되게 연결될 수 있다. 예를 들어, 상기 연결유로의 일단부가 고온부(841)와 연결되고, 연결유로의 타단부가 저온부(842)와 연결되어, 상기 작동기체가 제1열교환부(831), 제2열교환부(832)와 재생열교환부(833) 및 연결유로를 통해 고온부(841)에서 저온부(842)로 이동하거나 저온부(842)에서 고온부(841)로 이동할 수 있다.

나아가 고온부(841)와 저온부(842) 사이를 왕복하는 상기 제1열교환부(831)와 상기 제2열교환부(832) 사이에는 재생열교환부(845)를 더 포함할 수 있다. 재생열교환부(845)는 스털링엔진(840)의 성능 및 효율을 증가시키기 위한 구성요소이다.

스털링엔진(840)의 동력생산부(843)는 실린더(843c) 내부에 왕복기(843a), 피스톤(843b) 및 연결로드(846)를 포함할 수 있다. 연결로드(846)은 복수개의 연결로드(846a, 846b)를 포함할 수 있다. 또한, 동력생산부(843)는 고온부(841)와 저온부(842) 사이의 작동기체가 가열, 팽창, 냉각 및 압축의 과정을 거치며 왕복하는 동력을 생산하며 상기 왕복하는 동력은 연결로드(846a, 846b)에 의해 동력전달부(843d)로 전달될 수 있다.

동력전달부(843d)는 회전부(843d', 843d")와 기구적으로 연결되어 회전 동력을 발생하고, 상기 회전 동력은 발전부(844)를 통하여 전기에너지로 변환될 수 있다.

한편, 동력생산부(843)와 제1열교환부(831') 및 제2열교환부(832')의 배치를 살펴보면, 동력생산부(843)의 실린더(843c)와 제1열교환부(831') 및 제2열교환부(832')는 나란하게 배치된다. 또한, 제1열교환부(831')와 제2열교환부(832')는 동일 평면상에 연속되도록 연결되며, 제1열교환부(831')와 제2열교환부(832') 사이에는 바로 인접하게 재생열교환부(845)가 배치될 수 있다.

덧붙여, 스털링엔진(840)은 초기 엔진 구동을 위한 동력을 제공하거나 생산된 전력 저장할 수 있도록 배터리(847)를 포함할 수 있다.

이하, 설명되는 스털링엔진의 또 다른 실시 예에서는 앞선 예와 동일 또는 유사한 구성에 대해서는 동일, 유사한 참조번호가 부여되고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음된다.

도 9을 참조하면, 스털링엔진(940)의 하부에 고온부(941)와 연결된 제1열교환부(931')가 배치될 수 있다. 또한, 스털링엔진(940)의 제2열교환부(932')는 실린더(943c)의 적어도 일부를 둘러싼 형태로 배치되어 저온부(942)를 적어도 일부 감싸는 형태일 수 있다. 이에 제1열교환부(931')와 제2열교환부(932')를 통한 열교환에 의해 고온부(941)와 저온부(942) 사이 작동기체의 가열, 팽창, 냉각 및 압축의 과정이 수행될 수 있다.

한편, 재생열교환부(945)는 제1열교환부(931') 및 제2열교환부(932') 사이에 배치되며, 실린더(943c)의 적어도 일부를 둘러싼 형태일 수 있다.

도 10을 참조하면, 스털링엔진(1040)의 제1열교환부(1031')는 스털링엔진(1040)의 하부에 고온부(1041)와 연결되어 실린더(1043c)와 나란하게 배치될 수 있다. 또한, 스털링엔진(1040)의 제2열교환부(1032')는 저온부(1042)와 연결되어 실린더(1043c)와 나란하게 배치될 수 있다. 나아가, 제1열교환부(1031')와 제2열교환부(1032')는 서로 나란하게 배치될 수 있으며, 제1열교환부(1031')와 제2열교환부(1032') 사이는 구부러진 배관으로 연결될 수 있으며, 상기 구부러진 배관 상에 재생열교환부(1045)가 배치될 수 있다.

이상에서, 본 발명의 다양한 실시 예의 원자로 냉각 및 발전 시스템 및 다양한 스털링엔진의 실시 예에 대하여 설명하였으나, 본 발명은 전술된 원자로 냉각 및 발전 시스템과 스털링엔진에 제한되지 아니하고, 이를 구비하는 원전을 포함할 수 있다.

상세하게, 본 발명의 원전은 원자로용기, 상기 원자로용기 내부의 노심으로부터 발생하는 열을 유체를 통하여 전달받도록 형성되는 열교환부 및 상기 원자로의 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 포함하고, 상기 노심으로부터 열을 전달받은 상기 유체를 상기 전력 생산부를 통과하여 순환시키도록 형성되고, 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성될 수 있다.

발명은 본 발명의 정신 및 필수적 특징을 벗어나지 않는 범위에서 다른 특정한 형태로 구체화될 수 있음은 당업자에게 자명하다.

또한, 상기의 상세한 설명은 모든 면에서 제한적으로 해석되어서는 아니되고 예시적인 것으로 고려되어야 한다. 본 발명의 범위는 첨부된 청구항의 합리적 해석에 의해 결정되어야 하고, 본 발명의 등가적 범위 내에서의 모든 변경은 본 발명의 범위에 포함된다.

1 : 원자로건물 경계
10 : 급수계통
11: 주급수관
12: 격리밸브
13: 격리밸브
14: 주증기관
15: 대형터빈
20: 비상냉각수저장부
21: 열교환기
22, 23: 배관
24: 밸브
25: 증기방출부
100, 200, 300a, 300b, 300c, 300d, 300e, 400, 500a, 500b, 500c: 원자로 냉각 및 발전 시스템
110, 210, 310, 410, 510: 원자로용기
111, 211, 311, 411, 511: 원자로냉각재계통
112, 212, 312, 412, 512: 원자로냉각재펌프
113, 213, 313, 413, 513: 증기발생기
114, 214, 314, 414, 514: 노심
114', 214': 노심용융물
115, 215, 315, 415, 515: 가압기
116, 216, 316, 416: 단열재
120, 220, 320a, 320b, 320c, 320d, 320e, 420: 열교환부
130, 230, 330, 430, 530: 전력 생산부
140, 240, 340, 440, 540: 스털링엔진
150, 250, 350, 550: 응축수 저장부
160, 260, 360, 460, 560: 전력계통
170, 270, 370, 470, 570, 570': 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)
280, 380: 증발부
390: 기수분리기
4100, 5100: 압력제어부

Claims

원자로냉각재계통을 수용하도록 형성되는 원자로용기;
상기 원자로 용기에 연결되는 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통;
원자로용기 내부에 구비된 대형 증기발생기;
상기 대용량 급수계통으로부터 전력을 생산하도록 형성되는 대형터빈; 및
원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 소규모 전력을 생산하도록 형성되는 위한 원자로 냉각 및 발전 시스템을 구비하고,
상기 소규모 전력을 생산하도록 형성되는 원자로 냉각 및 발전 시스템은
내부에 유체를 수용하도록 형성되고 상기 원자로용기 내부의 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 상기 원자로냉각재계통의 열이 상기 유체에 전달되도록 형성되는 열교환부; 및
상기 원자로의 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 스털링엔진을 포함하는 전력 생산부를 포함하고,
상기 열교환부는 상기 대용량 급수계통, 증기발생기 및 대형터빈와 분리되도록 구비되고,
상기 노심의 열을 전달받은 상기 유체를 상기 전력 생산부를 통과하여 순환시키도록 형성되고,
원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통 및 비상축전지로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제2항에 있어서,
상기 비상축전지에 충전된 상기 전기에너지는 원전 사고 시 비상전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 원전의 사고 시에 생산되는 상기 전력은 상기 원전의 비상전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제3항 또는 제4항에 있어서,
상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링 또는 상기 원자로 냉각 및 발전 시스템의 구동을 위한 전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서
상기 원자로 냉각 및 발전 시스템은 ASME 규정하는 내진범주 I급 내지 III급 중 어느 하나의 내진설계가 적용되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 원자로 냉각 및 발전 시스템은 ASME에서 규정하는 안전등급 1 내지 3 중 어느 하나의 안전등급이 적용되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 열교환부와 연결되는 제1방출부를 구비하고,
상기 제1방출부는 상기 전력 생산부에 과공급되는 상기 유체의 적어도 일부가 상기 전력 생산부를 우회할 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 열교환부는 상기 원자로용기의 적어도 일부를 감싸도록 형성되고,
상기 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 상기 원자로용기에서 방출되는 열을 전달받도록 형성되는 상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제9항에 있어서,
상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제9항에 있어서,
상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부로 핵연료재장전수를 공급시키도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제11항에 있어서,
상기 원자로용기의 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 제2방출부를 구비하고,
상기 제2방출부는 상기 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제9항에 있어서,
상기 원자로용기의 부식을 방지하도록 상기 원자로용기 외벽을 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 코팅부재가 더 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제13항에 있어서,
상기 코팅부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제9항에 있어서,
상기 원자로용기에서 방출되는 열을 원활하게 전달하도록 열전달부재가 더 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제15항에 있어서,
상기 열전달부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 열교환부는 상기 원자로용기의 내부에 구비되고,
상기 노심으로부터 발생하는 열을 전달받은 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 형성되는 상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제17항에 있어서,
상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제18항에 있어서,
상기 원자로용기의 내부를 냉각할 수 있는 형태를 갖는 열교환부에 제2방출부를 구비하고,
상기 제2방출부는 상기 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 열교환부에 연결되는 증발부를 더 구비하고,
상기 증발부는 상기 열교환부의 내부 유체와 상기 전력 생산부의 내부 유체와 서로 열교환하도록 형성되고,
상기 열교환부와 상기 증발부를 순환하도록 형성되는 제1순환부; 및
상기 증발부와 전력 생산부를 순환하도록 형성되는 제2순환부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제20항에 있어서,
상기 제1순환부 또는 제2순환부 중 적어도 하나는 단상의 유체에 의해 순환하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 열교환부는 코어 캐처(core catcher)를 더 구비하고, 상기 코어 캐처는 상기 원자로용기의 내부 노심 용융 시 노심용융물을 받아 냉각하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 스털링엔진은 열을 전달받은 상기 유체를 통해 전달받은 열에 의해 동력을 생성하는 왕복기와 피스톤을 포함하는 실린더 및 동력전달부를 구비하는 동력생성부; 및
상기 동력생성부에서 생성된 기계에너지를 전기에너지로 변화시키도록 형성되는 발전부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 스털링엔진은 작동기체가 내부에 각각 채워지며 실린더 내부에 서로 구획된 공간으로 형성되는 고온부 및 저온부를 구비하고,
상기 고온부 및 상기 저온부에 채워진 작동기체가 서로 소통되도록 형성되고, 상기 작동기체의 소통에 따라 왕복기와 피스톤을 이동시키도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제24항에 있어서,
상기 스털링엔진은 재생열교환부를 더 포함하고,
상기 재생열교환부는 상기 작동기체가 상기 고온부에서 상기 저온부로 이동할 때 상기 작동기체에 저장된 열을 상기 재생열교환부에 전달 저장하고,
상기 작동기체가 상기 저온부에서 상기 고온부로 되돌아올 때 상기 재생열교환부에 저장된 열을 상기 작동기체로 전달하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제24항에 있어서,
상기 저온부에 팬 또는 펌프를 구비하고,
상기 팬 또는 상기 펌프는 냉각유체를 상기 저온부에 공급하여 상기 저온부의 상기 작동기체와 열교환하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제26항에 있어서,
상기 냉각유체는 공기, 순수, 해수 또는 이들의 혼합물을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항에 있어서,
상기 전력 생산부에서 열교환된 상기 유체를 응축시켜 생성된 응축수를 수집하도록 상기 전력 생산부의 하부에 응축수 저장부를 더 구비하는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제28항에 있어서,
상기 응축수 저장부의 응축수를 중력 또는 펌프의 동력으로 상기 열교환부에 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각 및 발전 시스템.
제1항 내지 제4항, 제6항 내지 제29항 중 어느 한 항의 원자로 냉각 및 발전 시스템을 포함하는 것을 특징으로 하는 원전.