KR102026489B1 - 핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인 - Google Patents

핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인 Download PDF

Info

Publication number
KR102026489B1
KR102026489B1 KR1020137035004A KR20137035004A KR102026489B1 KR 102026489 B1 KR102026489 B1 KR 102026489B1 KR 1020137035004 A KR1020137035004 A KR 1020137035004A KR 20137035004 A KR20137035004 A KR 20137035004A KR 102026489 B1 KR102026489 B1 KR 102026489B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
vapor
fuel handling
air mixture
air
fuel
Prior art date
Application number
KR1020137035004A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20140048897A (ko
Inventor
게리 엘 세드라섹
루크 지 멀홀렘
마이클 에이 세바라
저스틴 디 스털링
Original Assignee
웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 filed Critical 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
Publication of KR20140048897A publication Critical patent/KR20140048897A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102026489B1 publication Critical patent/KR102026489B1/ko

Links

Images

Classifications

    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D46/00—Filters or filtering processes specially modified for separating dispersed particles from gases or vapours
    • B01D46/10—Particle separators, e.g. dust precipitators, using filter plates, sheets or pads having plane surfaces
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D45/00—Separating dispersed particles from gases or vapours by gravity, inertia, or centrifugal forces
    • B01D45/04—Separating dispersed particles from gases or vapours by gravity, inertia, or centrifugal forces by utilising inertia
    • B01D45/08—Separating dispersed particles from gases or vapours by gravity, inertia, or centrifugal forces by utilising inertia by impingement against baffle separators
    • B01D45/10—Separating dispersed particles from gases or vapours by gravity, inertia, or centrifugal forces by utilising inertia by impingement against baffle separators which are wetted
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D2279/00—Filters adapted for separating dispersed particles from gases or vapours specially modified for specific uses
    • B01D2279/35—Filters adapted for separating dispersed particles from gases or vapours specially modified for specific uses for venting arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 원자로의 사용후 핵연료 풀을 갖는 핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템에 관한 것이다. 수동 여과 시스템은 사용후 핵연료 풀 비등 사고시에 생성된 방사능 입자와 같은 입자의 대기중으로의 배출을 감소시킨다. 수동 여과 시스템은 배출 통로와, 핵연료 취급 영역과 배출 통로 사이에 위치된 벤트 기구를 포함한다. 벤트 기구는 핵연료 취급 영역으로부터 배출 통로로 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된다. 증기 및 공기 혼합물은 입자를 포함한다. 수동 여과 시스템은 배출 통로에 위치된 공기 여과 유닛을 더 포함하고, 이러한 공기 여과 유닛은 적어도 하나의 수동 필터를 갖는다. 증기 및 공기 혼합물은 핵연료 취급 영역에서 생성된 차압으로 인해 적어도 하나의 수동 필터를 통해 강제된다.

Description

핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인{FUEL HANDLING AREA PASSIVE FILTRATION DESIGN}
본 발명은 일반적으로 원자력 발전소를 위한 수동 여과 시스템에 관한 것이고, 보다 상세하게는, 원자력 발전소의 핵연료 취급 영역의 수동 여과 시스템에 관한 것이다.
원자로에 의한 발전은 방사성 물질의 핵분열에 의해 실행된다. 핵반응의 불안정성(volatility)으로 인해, 원자력 발전소는 실제적으로 공중 보건 및 안전이 보장되는 방식으로 설계되도록 요구된다.
전력을 발생하는데 사용되는 종래의 원자로에 있어서, 핵연료는 소비되고 원자로로부터 주기적 간격으로 제거되며 새 연료로 대체된다. 사용후 핵연료는 원자로로부터 제거된 후에 붕괴열을 발생시키고 방사능이 남아 있다. 따라서, 사용후 핵연료를 수용하기 위한 안전 저장 설비가 제공된다. 가압수형 원자로와 같은 원자로에 있어서, 풀(pool)은 사용후 핵연료용 저장 풀로서 제공된다. 사용후 핵연료 풀은 사용후 핵연료가 수중에 저장되도록 소정 수위의 물을 수용하도록 설계된다. 사용후 핵연료 풀은 전형적으로 콘크리트로 구성되고, 깊이가 적어도 40 피트이다. 수위가 제어되고 모니터링될 뿐만 아니라, 물이 사용후 핵연료 풀에 있을 때 핵연료 열화(fuel degradation)를 방지하도록, 수질이 또한 제어되고 모니터링된다. 또한, 사용후 핵연료 풀 내의 물은 사용후 핵연료에 의해 생성된 열을 제거하도록 계속 냉각된다.
일반적으로, 원자력 발전소는 사용후 핵연료 풀 내의 물로부터의 저장된 사용후 핵연료에 의해 발생된 붕괴열을 제거하도록 설계된 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템을 포함한다. 붕괴열의 제거는 허용 가능한 규제 한계 내에 사용후 핵연료 풀의 수온을 유지한다. 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템은 전형적으로, 사용후 핵연료 풀 내부로부터 열교환기를 통해서 고온의 물을 순환시킨 후, 냉각된 물을 사용후 핵연료 풀로 복귀시키는 사용후 핵연료 풀 펌프를 포함한다. 일 실시예에 있어서, 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템은 장비의 2개의 기계적인 장비 트레인(train)을 포함한다. 각 트레인은 하나의 사용후 핵연료 풀 펌프, 하나의 사용후 핵연료 풀 열교환기, 하나의 사용후 핵연료 풀 탈염기(demineralizer), 및 하나의 사용후 핵연료 풀 필터를 포함한다. 장비의 2개의 트레인은 공통의 흡입 헤더 및 배출 헤더를 공유한다. 게다가, 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템은 시스템 작동에 필요한 파이프, 밸브 및 계장(instrumentation)을 포함한다. 이러한 실시예에 있어서, 하나의 트레인은 사용후 핵연료 풀을 연속적으로 냉각하고 정화하는 한편, 다른 트레인은 물 이송, 격납용기 내 재장전수 저장 탱크 정화, 또는 장비의 작동 트레인에 대한 백업으로서의 정렬에 이용 가능하다.
도 1은 종래 기술에 따른 정상 작동시의 사용후 핵연료 풀 냉각(spent fuel pool cooling; SFPC) 시스템(10)을 도시한다. SFPC 시스템(10)은 사용후 핵연료 풀(15)을 포함한다. 사용후 핵연료 풀(15)은, 원자로(도시하지 않음)로부터 사용후 핵연료 풀(15) 내로 이송되는 사용후 핵연료(도시하지 않음)의 매우 높은 온도의 결과로서 고온인 소정 수위의 물(16)을 수용한다. SFPC 시스템(10)은 트레인 A 및 트레인 B을 포함한다. 트레인 A 및 B는 사용후 핵연료 풀(15) 내의 물을 냉각하는데 이용된다. 상술한 바와 같이, 트레인 A 또는 트레인 B 중 하나는 전형적으로 사용후 핵연료 풀(15)을 연속적으로 냉각하고 정화하도록 작동하는 한편, 다른 트레인은 백업으로서 이용 가능하다. 각각의 트레인 A 및 트레인 B는 SFPC 펌프(25), 열교환기(30), 및 SFPC 탈염기 및 여과 시스템(45)을 포함한다. 이러한 트레인은 공통의 흡입 헤더(20) 및 공통의 배출 헤더(50)를 공유한다. 각각의 트레인 A 및 트레인 B에서, 물은 흡입 헤더(20)를 통해서 사용후 핵연료 풀(15)을 빠져나가서 SFPC 펌프(25)를 통해 SFPC 열교환기(30)로 펌핑된다. SFPC 열교환기(30)에 있어서, 유동 라인(40)은 물을 구성요소 냉각수 시스템(CCWS)(도시하지 않음)으로부터 SFPC 열교환기(30)를 통해서 흐르게 하고 다시 CCWS로 복귀시킨다. [사용후 핵연료 풀(15)로부터의] SFPC 열교환기(30)로 들어간 물로부터의 열은, 유동 라인(40)에 의해 제공된 물로 전달되고, 유동 라인(40)을 통해 CCWS로 복귀된다. 냉각된 물은 SFPC 열교환기(30)를 빠져나가서 SFPC 열교환기(30)의 하류측에 위치된 SFPC 탈염기 및 여과 시스템(45)을 통과한다. 정화되고 냉각된 물은 탈염기 및 여과 시스템(45)을 빠져나가서 공통의 배출 헤더(50)를 통해 이송되고, 사용후 핵연료 풀(15)로 복귀된다.
최근에, 원자로 제조자는 수동 발전소 디자인, 즉 오퍼레이터의 개입 또는 외부 전력(offsite power) 없이, 원자로에서의 사고 발생을 경감시키는 발전소를 제공하고 있다. 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨(Westinghouse Electric Company LLC)는 AP1000 수동 발전소 디자인을 제공한다. AP1000 디자인을 발전소의 안전성, 구조성, 작동성, 및 유지보수성을 향상시키기 위해 진보된 수동 안전 특징 및 광범위한 발전소 간소화를 포함한다. AP1000 디자인은 자연력(natural force)에 의존하는 안전 특징을 강조한다. AP1000 디자인의 안전 시스템은 압축 가스, 중력식 유동, 자연 순환 유동, 및 대류와 같은 자연 구동력을 사용한다. 안전 시스템은 능동 구성요소(펌프, 팬 또는 디젤 발전기 등)를 사용하지 않고, 안전 등급 지원 시스템[교류 전력, 구성요소 냉각수, 용수(service water), 및 HVAC 등] 없이 기능하도록 설계된다. AP1000 핵연료 취급 영역은, 핵연료 보호용 1차 수단이 수동 수단에 의해 제공되고 붕괴열을 제거하기 위해 사용후 핵연료 풀 물 잔량의 비등에 의존하도록 설계된다. 따라서, 극단적인 경우에, 사용후 핵연료는 비등할 수 있다.
능동 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템의 완전한 실패를 가정하면, 사용후 핵연료 냉각은 사용후 핵연료 풀 내의 물의 열용량에 의해 제공될 수 있다. 붕괴열의 제거를 위해 풀 물이 비등할 때 수동 수단에 의해 사용후 핵연료 풀에 물이 보충되어 사용후 핵연료 상의 풀의 수위를 유지한다. 사용후 핵연료 풀 물의 비등은 핵연료 취급 영역 내로 다량의 증기를 배출한다. 증기는 핵연료 취급 영역 내의 공기와 혼합되고, 이 영역으로부터 배출되어 압력의 상승을 방지해야 한다. 증기/공기 혼합물은 핵연료 취급 영역으로부터 대기로 배출된다. 이것은 대기중으로 방사능 부유 오염물이 잠재적으로 배출되게 할 수 있다.
분석 결과, 생성될 수 있는 허용 가능한 한계 내에 양호하게 있는 최소한의 방사선량이 비등의 개시로부터 생기는 것으로 나타났다. 그러나, 원자로의 핵연료 취급 영역에서의 사용후 핵연료 풀의 비등의 개시로부터 대기중으로 배출되는 방사선량을 더 감소시키는 사용후 핵연료 여과 시스템 및 방법을 제공하는 것이 바람직하다. 이러한 시스템 및 방법은, 설계 및 시행하기 간단하고, 원자로에서의 사용후 핵연료 풀 비등 사고시에 방사능 입자를 제거하는데 효과적인 수동 기구인 것이 요망된다.
일 관점에 있어서, 본 발명은 사용후 핵연료 풀 비등 사고시에 생성된 입자의 대기중으로의 배출을 감소시키기 위해 원자로의 사용후 핵연료 풀을 갖는 핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템을 제공한다. 수동 여과 시스템은, 핵연료 취급 영역에 연결된 제 1 단부 및 대기에 연결된 제 2 단부를 갖는 배출 통로와, 핵연료 취급 영역과 배출 통로의 제 1 단부 사이에 위치되고, 핵연료 취급 영역으로부터 배출 통로로 입자를 포함하는 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된 벤트 기구(vent mechanism)와, 배출 통로 내에 위치되고, 적어도 하나의 수동 필터를 포함하는 공기 여과 유닛으로서, 증기 및 공기 혼합물이 핵연료 취급 영역에서 생성된 차압(differential pressure)으로 인해 적어도 하나의 수동 필터를 통해 강제되고, 적어도 하나의 수동 필터가 증기 및 공기 혼합물로부터 입자를 포획하여 여과된 증기 및 공기 혼합물을 생성하도록 구성되는, 상기 공기 여과 유닛과, 공기 여과 유닛에 연결되고, 대기중으로 여과된 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된 제 2 벤트 기구를 포함한다.
일 실시예에 있어서, 수동 여과 시스템은 공기 여과 유닛에 연결된 적어도 하나의 드레인을 더 포함할 수 있으며, 상기 드레인은 공기 여과 유닛 내의 증기 및 공기 혼합물로부터 생성된 응축물을 핵연료 취급 영역 또는 다른 적합한 배출 지점으로 복귀시키도록 구성된다. 다른 실시예에 있어서, 수동 여과 시스템은 2개의 드레인을 포함할 수 있다. 또다른 실시예에 있어서, 수동 여과 시스템은 필터의 전방에 위치된 하나의 드레인 및 필터의 후방에 위치된 다른 드레인을 포함할 수 있다.
일 실시예에 있어서, 수동 여과 시스템의 제 1 벤트 기구는 적어도 하나의 온도-작동식 댐퍼(temperature-actuated damper)를 포함할 수 있다. 다른 실시예에 있어서, 제 2 벤트 기구는 적어도 하나의 고장시 개방식 또는 중력 작동식 댐퍼를 포함한다. 다른 실시예에 있어서, 제 1 벤트 기구 및 제 2 벤트 기구는 각각 2개의 댐퍼를 포함할 수 있다.
일 실시예에 있어서, 제 1 벤트 기구로부터 배출된 증기 및 공기 혼합물은 제 2 벤트 기구로부터 배출된 여과된 증기 및 공기 혼합물에 비해 높은 레벨의 입자를 갖는다.
대안적인 실시예에 있어서, 원자로는 가압수형 원자로 또는 비등수형 원자로이다.
다른 실시예에 있어서, 수동 필터는 헤파(high efficiency particulate air; HEPA) 필터를 포함한다.
또다른 실시예에 있어서, 입자는 방사능 입자를 포함한다.
다른 관점에 있어서, 본 발명은, 대기중으로 증기 및 공기 혼합물을 배출하기 전에, 원자로의 핵연료 취급 영역에서의 사용후 핵연료 풀 비등 사고에 의해 생성된 증기 및 공기 혼합물로부터 입자를 여과하는 방법을 제공한다. 이러한 방법은 핵연료 취급 영역으로부터 벤트 기구를 통해 증기 및 공기 혼합물을 배출하는 단계와, 수동 필터를 통해 증기 및 공기 혼합물을 통과시키는 단계와, 증기 및 공기 혼합물 내에 포함된 입자의 적어도 일부를 수동 필터 내에 포획하여 여과된 증기 및 공기 혼합물을 생성하는 단계와, 여과된 증기 및 공기 혼합물을 벤트 기구를 통해 대기중으로 배출하는 단계를 포함한다. 증기 및 공기 혼합물의 배출 단계 및 통과 단계는 핵연료 취급 영역에서 생성된 차압을 포함하는 수동 수단을 이용한다.
도 1은 종래 기술에 따른 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템을 개략적으로 도시하는 도면,
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 수동 사용후 핵연료 풀 여과 시스템을 개략적으로 도시하는 도면.
본 발명은 사용후 핵연료 풀 비등 사고의 결과로서, 대기중으로의 방사능 입자와 같은 입자의 배출을 감소시키기 위해, 가압수형 원자로와 같은 원자로 내의 핵연료 취급 영역의 적어도 하나의 수동 필터의 사용 및 수동 여과 시스템에 관한 것이다.
원자로에 있어서, 사용후 핵연료 풀은 핵연료 취급 영역에 위치된다. 사용후 핵연료 풀은 물을 수용하고, 원자로 코어로부터 제거된 사용후 핵연료를 저장한다. 사용후 핵연료는 붕괴열을 발생시키고, 원자로 코어로부터 제거되고 사용후 핵연료 풀로 이동된 후에 방사능이 남아 있다. 따라서, 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템은 붕괴열을 제거하고 허용 가능한 한계에서 사용후 핵연료 풀의 수온을 유지하기 위해 원자로에 제공된다. 능동 및/또는 수동 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템이 사용될 수도 있다. 본 명세서에 상술한 바와 같이, 도 1은 본 기술 분야에 알려진 능동 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템의 예를 도시한다. 수동 사용후 핵연료 풀 냉각 시스템은 사용후 핵연료 풀 내의 물이 사용후 핵연료에 의해 생성된 붕괴열을 제거하기 위해 비등하도록 설계될 수 있다. 사용후 핵연료 풀의 물의 비등의 결과로서, 다량의 증기가 핵연료 취급 영역에 발생된다. 증기는 핵연료 취급 영역 내의 공기와 혼합한다. 증기 및 공기 혼합물은 방사능 입자 및 방사능 부유 오염물과 같은 입자 및 오염물을 포함할 수 있다. 또한, 핵연료 취급 영역의 온도 및 압력은, 사용후 핵연료 풀 내의 물의 비등의 결과로서 상승한다. 증기 및 공기의 혼합물은 핵연료 취급 영역으로부터 배출 통로를 통해 대기중으로 배출되어 핵연료 취급 영역의 압력의 상승을 방지한다. 증기 및 공기 혼합물의 배출은 대기중으로 방사능 부유 오염물을 배출할 수 있다.
본 발명의 수동 여과 시스템은 증기 및 공기 혼합물을 여과하는 수단을 포함한다. 벤트 기구는 핵연료 취급 영역 내에 위치된다. 벤트 기구는 핵연료 취급 영역에 연결된 배출 통로로 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된다. 벤트 기구는 적어도 하나의 온도-작동식 댐퍼를 포함할 수 있다. 온도가 상승함에 따라, 적어도 하나의 온도-작동식 댐퍼는 핵연료 취급 영역으로부터 배출 통로로 증기 및 공기를 배출하도록 개방된다. 일 실시예에 있어서, 하나를 백업으로서 사용 가능하도록 2개의 온도-작동식 댐퍼가 존재한다.
적어도 하나의 수동 필터는 핵연료 취급 영역으로부터 대기중으로 연장하는 배출 통로 내에 위치될 수 있다. 따라서, 온도 작동 댐퍼(들)을 통해 배출된 증기 및 공기는 대기중으로 배출되기 전에, 수동 필터(들)을 통과한다. 증기 및 공기 혼합물은 핵연료 취급 영역의 차압으로 인해 수동 필터(들)을 통해 강제된다. 수동 필터(들)은 사용후 핵연료 풀 비등 사고의 결과로서 핵연료 취급 영역에 생성된 증기 및 공기 혼합물로부터 입자 및 오염물을 제거할 수 있다. 입자 및 오염물은 방사능 입자 및 부유 방사능 오염물을 포함할 수 있다. 또한, 수동 필터(들)은 대기중으로 배출되는 방사능 입자 및 방사능 부유 오염물의 레벨을 감소시키는데 유효하다. 수동 필터(들)은, 사용후 핵연료 풀 비등 사고 이전에, 동안에, 및 이후에 사용 가능하다. 분석 결과, 방사능 입자의 배출 레벨이 미국 원자력 규제 위원회에 의해 제공된 허용 가능한 한계 내에 있는 것으로 나타났다.
그러나, 본 발명의 수동 필터(들)은 방사능 입자 및 오염물의 배출이 허용 가능한 한계 내에 양호하게 있게 하는 추가적인 보증을 제공한다.
본 발명에 사용하기 위한 수동 필터(들)은, 능동 수단 없이, 증기, 공기 또는 그 혼합물로부터의 입자 및/또는 오염물을 제거할 수 있는 본 기술 분야에 알려진 매우 다양한 필터를 포함할 수 있다. 일 실시예에 있어서, 필터는 헤파(High Efficiency Particulate Air; HEPA) 필터이다. 일반적으로, 헤파 필터는 랜덤하게 배열된 섬유의 매트(mat)로 구성된다. 섬유는 섬유유리(이에 한정되지 않음)와 같은 다양한 물질로 구성될 수도 있다. 전형적으로, 헤파 필터는 입자를 섬유에 부착하거나 입자를 섬유 내에 박히게 함으로써 입자를 포획하도록 작동 가능하다.
본 발명에 있어서, 수동 필터(들)은 대기중으로의 공기의 여과를 위한 수동 수단을 포함한다. 증기 및 공기 혼합물은 핵연료 취급 영역의 차압에 의해, 수동 필터(들)을 통해 강제된다. 따라서, 수동 필터를 통해 증기 및 공기 혼합물을 구동하도록 팬과 같은 능동 수단을 사용할 필요가 없다.
핵연료 취급 영역과 대기 사이의 배출 통로는, 수동 필터(들) 및 여과 통로를 합체하는 다양한 디자인을 포함할 수 있다. 일 실시예에 있어서, 적어도 하나의 수동 필터는 배출 통로에 위치된 공기 여과 유닛에 위치된 하우징 내에 수납된다. 공기 여과 유닛은 여과된 증기 및 공기 혼합물을 대기중으로 배출하는 벤트 기구를 포함한다. 벤트 기구는 적어도 하나의 고장시-개방식(fail-open) 또는 중력 작동식 배출 댐퍼를 포함한다. 적어도 하나의 고장시-개방식 또는 중력 작동식 배출 댐퍼는 수동 필터(들)의 하류측에 위치된다. 배출 댐퍼의 수는 변할 수 있다. 중복(redundancy) 목적을 위해 2개 이상의 배출 댐퍼를 갖는 것이 전형적이다. 따라서, 정상 작동시에, 고장시-개방식 또는 중력 작동식 배출 댐퍼(들)은 대기로부터 수동 필터(들)을 격리할 수 있다. 또한, 고장시-개방식 또는 중력 작동식 배출 댐퍼(들)은 미사용시(예를 들면, 원자로의 정상 발전소 작동시)의 손상으로부터 수동 필터(들)을 보호한다.
본 발명에 있어서, 제 1 벤트 기구로부터 배출된 증기 및 공기 혼합물은, 배출 댐퍼(들)로부터 배출된 여과된 증기 및 공기 혼합물에 비해, 높은 레벨의 입자를 갖는다.
일 실시예에 있어서, 공기 여과 유닛은 방사능을 포함할 수 있는 응축물의 우연한 배출의 가능성을 감소시키기 위해 공기 여과 유닛으로부터 핵연료 취급 영역 또는 다른 적합한 배출 지점으로 응축된 증기를 복귀시킬 수 있는 적어도 하나의 물 드레인 또는 드레인 통로를 포함한다. 일 실시예에 있어서, 공기 여과 유닛은 2개의 드레인을 포함한다. 하나의 드레인은 공기 여과 유닛에 위치된 수동 필터(들)의 전방에 위치되고, 다른 드레인은 수동 필터(들)의 후방에, 예를 들면, 뒤에 또는 후측에 위치된다.
긴급 상황 동안, 예를 들면, 사용후 핵연료 냉각 시스템을 사용할 수 없고, 사용후 핵연료 풀의 물이 가열되고 비등되어 붕괴열을 제거하는 동안, 배출 댐퍼(들)은 수동 필터(들)이 핵연료 취급 영역으로부터 증기 및/또는 공기를 수용하여 배출 통로로부터 대기중으로 배출하기 전에, 증기 및 공기로부터 방사능 입자와 같은 입자를 제거할 수 있도록 개방된다. 원자로의 정상 작동 동안에, 배출 및/또는 온도-작동식 댐퍼(들)은 핵연료 취급 영역으로부터 배출/여과 통로 및 수동 필터(들)을 격리한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 수동 사용후 핵연료 풀 여과 시스템(100)을 도시한다. 사용후 핵연료 풀 여과 시스템(100)은 도 2에 도시하는 바와 같이 사용후 핵연료 풀(15) 및 소정 수위의 물(16)을 포함한다. 또한, 사용후 핵연료 풀 여과 시스템(100)은 핵연료 취급 영역(101) 및 배출 통로(115)를 포함한다. 배출 통로(115)의 제 1 단부는 핵연료 취급 영역(101)에 연결되고, 배출 통로(115)의 제 2 단부는 대기(155)에 연결된다. 도 2에서, 사용후 핵연료 풀(15)은 핵연료 취급 영역(101)에 위치된다. 핵연료 취급 영역(101)은 온도-작동되고, 핵연료 취급 영역(101)으로부터 배출 통로(115)로 증기/공기를 배출하도록 개방될 수 있는 댐퍼(105, 110)를 포함한다. 댐퍼(105, 110)는 핵연료 취급 영역(101)과 배출 통로(115)의 제 1 단부 사이, 예를 들면, 핵연료 취급 영역(101)과 배출 통로(115)의 제 1 단부의 계면에 위치된다. 배출 통로(115) 내에는 공기 여과 유닛(125)이 위치된다. 공기 여과 유닛(125)은 하나 이상의 헤파 필터(130)를 포함한다. 일 실시예에 있어서, 공기 여과 유닛(125)은 하나 이상의 헤파 필터(130)를 포함할 수 있다. 배출 통로(115) 내의 증기/공기는 공기 여과 유닛(125)에 들어가서 헤파 필터(130)를 통과한다. 헤파 필터는 증기/공기 혼합물로부터 입자 및 오염물을 제거할 수 있다. 그 다음에, 여과된 증기/공기 혼합물은 헤파 필터를 빠져나와서 공기 여과 유닛(125)에 연결된 댐퍼(145, 150)를 통과하여 대기(155)중으로 배출된다. 댐퍼(145, 150)는 고장시-개방되고, 전동식 또는 공압식, 또는 중력 작동식이다. 또한, 공기 여과 유닛(125)은 드레인(135, 140)을 포함한다. 증기/공기로부터 응축된 임의의 응축물, 예를 들면, 물은 드레인(135, 140)에서 수집되고, 핵연료 취급 영역(101)으로 복귀될 수 있다. 드레인(135)은 헤파 필터(130)의 상류측에 위치되고, 드레인(140)은 헤파 필터(130)의 하류측, 예를 들면, 후방에 위치된다.
본 발명이 다양한 특정 실시예에 관해서 설명되었지만, 당업자는 본 발명이 첨부된 청구항의 취지 및 범위 내에서 변경을 실행할 수도 있음이 인식할 것이다.

Claims (12)

  1. 원자로 내에서의 사용후 핵연료 풀 비등 사고 동안 생성된 방사능 입자의 대기(155)중으로의 배출을 감소시키기 위한 수동 여과 시스템에 있어서,
    핵연료 취급 영역(101)과,
    상기 핵연료 취급 영역(101) 내에 위치하는 사용후 핵연료 풀(15)로서,
    풀 내의 물(pool water); 및
    사용후 핵연료를 포함하는, 상기 사용후 핵연료 풀(15)과,
    상기 핵연료 취급 영역(101)에 연결된 제 1 단부 및 상기 대기(155)에 연결된 제 2 단부를 갖는 배출 통로(115)와,
    개방되어 상기 핵연료 취급 영역(101)으로부터 상기 배출 통로(115)로 상기 방사능 입자를 포함하는 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된 제 1 벤트 기구와,
    상기 배출 통로(115) 내에 위치되고, 적어도 하나의 수동 필터를 포함하는 공기 여과 유닛(125)으로서, 상기 증기 및 공기 혼합물은 상기 핵연료 취급 영역(101)에서 생성된 차압으로 인해 상기 적어도 하나의 수동 필터를 통해 강제되고, 상기 적어도 하나의 수동 필터는 상기 증기 및 공기 혼합물로부터 상기 방사능 입자를 포획하여 여과된 증기 및 공기 혼합물을 생성하도록 구성되는, 상기 공기 여과 유닛(125)과,
    상기 공기 여과 유닛(125)에 연결되고, 상기 대기(155)중으로 상기 여과된 증기 및 공기 혼합물을 배출하도록 구성된 제 2 벤트 기구를 포함하고,
    정상 작동 동안에는, 상기 제 1 벤트 기구가 상기 핵연료 취급 영역(101)으로부터 상기 공기 여과 유닛(125)과 상기 배출 통로(115)를 격리시키고,
    상기 사용후 핵연료 풀 비등 사고 동안에는, 상기 제 1 벤트 기구가 개방되어, 상기 핵연료 취급 영역(101)으로부터 상기 공기 여과 유닛(125)으로 상기 방사능 입자를 포함하는 증기 및 공기 혼합물을 배출시키는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 공기 여과 유닛(125)에 연결된 적어도 하나의 드레인(135)을 더 포함하고, 상기 드레인(135)은 상기 공기 여과 유닛(125) 내의 증기 및 공기 혼합물로부터 생성된 응축물을 상기 핵연료 취급 영역(101) 또는 다른 적합한 배출 지점으로 복귀시키도록 구성되는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  3. 제 2 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 드레인은 2개의 드레인(135, 140)인
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  4. 제 3 항에 있어서,
    하나의 드레인(135)은 상기 적어도 하나의 수동 필터의 상류측에 위치되고, 다른 하나의 드레인(140)은 상기 적어도 하나의 수동 필터의 하류측에 위치되는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 벤트 기구는 적어도 하나의 온도-작동식 댐퍼(105)를 포함하는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 2 벤트 기구는 적어도 하나의 고장시 개방식 또는 중력 작동식 댐퍼(145)를 포함하는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 벤트 기구 및 제 2 벤트 기구는 각각 2개의 댐퍼(105, 110 및 145, 150)를 포함하는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 벤트 기구로부터 배출된 상기 증기 및 공기 혼합물은 상기 제 2 벤트 기구로부터 배출된 상기 여과된 증기 및 공기 혼합물에 비해 더 많은 방사능 입자를 갖는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압수형 원자로 및 비등수형 원자로로 구성된 그룹으로부터 선택되는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  10. 제 1 항에 있어서,
    상기 수동 필터는 헤파 필터(130)를 포함하는
    핵연료 취급 영역을 위한 수동 여과 시스템.
  11. 삭제
  12. 원자로에서의 사용후 핵연료 풀 비등 사고에 의해 생성된 증기 및 공기 혼합물로부터 방사능 입자를 여과하는 방법에 있어서,
    핵연료 취급 영역(101) 내에, 풀 내의 물 및 사용후 핵연료를 포함하는 사용후 핵연료 풀(15)을 제공하는 단계와,
    상기 핵연료 취급 영역(101) 내에서 방사능 입자를 포함하는 증기 및 공기 혼합물을 생성하는 단계와,
    제 1 벤트 기구를 개방하여, 상기 핵연료 취급 영역(101)으로부터 배출 통로(115)로 상기 증기 및 공기 혼합물을 배출하는 단계와,
    상기 배출 통로(115)를 통해 수동 필터로 상기 증기 및 공기 혼합물을 통과시키는 단계와,
    증기 및 공기 혼합물 내에 포함된 방사능 입자의 적어도 일부를 상기 수동 필터 내에 포획하여 여과된 증기 및 공기 혼합물을 생성하는 단계와,
    상기 여과된 증기 및 공기 혼합물을 제 2 벤트 기구를 통해 대기(155)중으로 배출하는 단계를 포함하고,
    상기 증기 및 공기 혼합물을 배출하는 단계 및 상기 증기 및 공기 혼합물을 통과시키는 단계는 상기 핵연료 취급 영역(101)에서 생성된 차압을 포함하는 수동 수단을 이용하고,
    정상 작동 동안에는, 상기 제 1 벤트 기구가 폐쇄되어 상기 핵연료 취급 영역(101)으로부터 공기 여과 유닛(125)과 상기 배출 통로(115)를 격리시키는
    입자 여과 방법.
KR1020137035004A 2011-06-02 2012-05-24 핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인 KR102026489B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/151,714 US8958522B2 (en) 2011-06-02 2011-06-02 Fuel handling area passive filtration design
US13/151,714 2011-06-02
PCT/US2012/039251 WO2012166491A1 (en) 2011-06-02 2012-05-24 Fuel handling area passive filtration design

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20140048897A KR20140048897A (ko) 2014-04-24
KR102026489B1 true KR102026489B1 (ko) 2019-11-04

Family

ID=47259766

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020137035004A KR102026489B1 (ko) 2011-06-02 2012-05-24 핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인

Country Status (8)

Country Link
US (1) US8958522B2 (ko)
EP (1) EP2714237B1 (ko)
JP (1) JP5965996B2 (ko)
KR (1) KR102026489B1 (ko)
CN (2) CN103596658A (ko)
BR (1) BR112013030869A2 (ko)
RU (1) RU2598865C2 (ko)
WO (1) WO2012166491A1 (ko)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101250750B1 (ko) * 2011-09-08 2013-04-04 한전원자력연료 주식회사 사용후핵연료 저장조 실시간 감시시스템 및 그 방법
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
KR20150039858A (ko) * 2012-08-14 2015-04-13 에스엠알 인벤텍, 엘엘씨 수동 냉각되는 사용 후 핵연료 저장조 계통
CN104051034A (zh) * 2014-05-26 2014-09-17 中国核电工程有限公司 一种乏燃料循环冷却系统
CN104051036A (zh) * 2014-06-05 2014-09-17 国核电站运行服务技术有限公司 核电站水下异物吸取装置
US11227696B2 (en) * 2017-11-21 2022-01-18 Westinghouse Electric Company Llc Reactor containment building spent fuel pool filter vent

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3713968A (en) * 1968-10-03 1973-01-30 Stone & Webster Eng Corp Composite pressure supression containment structure for nuclear power reactors
US3720043A (en) * 1970-06-22 1973-03-13 North American Carbon Method for high efficiency filtering system
JPS56125696A (en) * 1980-03-07 1981-10-02 Tokyo Shibaura Electric Co Radiation shielding device
JPS6170492A (ja) * 1984-09-14 1986-04-11 株式会社東芝 原子炉建屋の空気調整装置
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
US4859405A (en) * 1987-11-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Filtered venting and decay heat removing apparatus and system for containment structures, and method of operation
ES2046361T3 (es) * 1988-04-18 1994-02-01 Siemens Aktiengesellschaft Central nuclear con una envoltura de seguridad.
JPH07117595B2 (ja) * 1988-10-05 1995-12-18 株式会社日立製作所 格納容器減圧ベントシステム
JPH04142497A (ja) * 1990-10-04 1992-05-15 Toshiba Corp 崩壊熱除去系の空気冷却器
JPH05126993A (ja) * 1991-11-05 1993-05-25 Nuclear Fuel Ind Ltd 核燃料取扱施設における排気装置
JPH07318679A (ja) * 1994-05-30 1995-12-08 Toshiba Corp 建屋排気装置
RU2095532C1 (ru) * 1995-05-19 1997-11-10 Виноградов Виктор Владимирович Резервуар для хранения, утилизации загрязненной жидкости
JPH1057737A (ja) * 1996-08-20 1998-03-03 Kawasaki Heavy Ind Ltd ガス中に含まれるミストの回収方法及びその装置
DE10328773B3 (de) * 2003-06-25 2005-02-17 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage
DE102008020233A1 (de) * 2008-04-22 2009-10-29 Hydac Filtertechnik Gmbh Kraftstofffiltersystem, insbesondere für Dieselmotoren
RU2408097C1 (ru) * 2009-12-07 2010-12-27 Учреждение Российской академии наук Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН Устройство для очистки межоболочечного пространства

Also Published As

Publication number Publication date
JP5965996B2 (ja) 2016-08-10
CN108144369A (zh) 2018-06-12
EP2714237A4 (en) 2015-11-18
WO2012166491A1 (en) 2012-12-06
US20120307957A1 (en) 2012-12-06
US8958522B2 (en) 2015-02-17
RU2598865C2 (ru) 2016-09-27
CN103596658A (zh) 2014-02-19
RU2013158182A (ru) 2015-07-20
KR20140048897A (ko) 2014-04-24
BR112013030869A2 (pt) 2016-12-06
EP2714237A1 (en) 2014-04-09
EP2714237B1 (en) 2020-10-21
JP2014517304A (ja) 2014-07-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102026489B1 (ko) 핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인
KR101659864B1 (ko) 원전
JP6288781B2 (ja) 原子炉格納容器換気系用フィルタ
ES2641955T3 (es) Sistema de remoción de partículas
CN107924727B (zh) 放射性物质过滤装置
JP5687440B2 (ja) 原子炉格納容器除熱装置及び除熱方法
JP6811667B2 (ja) 格納容器保全設備および格納容器保全方法
CN109243634A (zh) 反应堆安全系统
JP6760900B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JP6777758B2 (ja) Ｖｖｅｒ緊急冷却システムの汚水槽保護装置、およびそのフィルターモジュール
CN214597791U (zh) 通风过滤装置及核电厂的蒸汽大气排放系统
RU2236715C1 (ru) Локализующая система безопасности атомной электростанции
Wolters et al. The significance of water ingress accidents in small HTRs
JP2011185741A (ja) 非常用炉心冷却系
KR102660990B1 (ko) 원자력발전소의 피동형 비상노심냉각시스템 및 피동형 비상노심냉각방법
JP6705730B2 (ja) 原子力発電システム
Hilliard et al. Evaluation of air cleaning system concepts for emergency use in LMFBR plants
RU9658U1 (ru) Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс
Matsuura et al. Features of BWR plant
Li et al. Study on Hydrogen Risk of Spent Fuel Compartment Induced by Containment Venting
JPS6038679B2 (ja) 放射能汚染空気処理装置
JPH0679073B2 (ja) 原子炉冷却材浄化系
JPS5872098A (ja) 放射性廃ガス処理装置
JPH02238399A (ja) 原子炉格納施設
Antipov et al. Nuclear power plant with VVER-1500 reactor

Legal Events

Date Code Title Description
E902 Notification of reason for refusal
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant