KR102130288B1 - 핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산 - Google Patents

핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산 Download PDF

Info

Publication number
KR102130288B1
KR102130288B1 KR1020157004152A KR20157004152A KR102130288B1 KR 102130288 B1 KR102130288 B1 KR 102130288B1 KR 1020157004152 A KR1020157004152 A KR 1020157004152A KR 20157004152 A KR20157004152 A KR 20157004152A KR 102130288 B1 KR102130288 B1 KR 102130288B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
heat
residual heat
coolant
heat removal
power plant
Prior art date
Application number
KR1020157004152A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20150036689A (ko
Inventor
제프리 티 데더러
캐서린 페레고
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 KR20150036689A publication Critical patent/KR20150036689A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102130288B1 publication Critical patent/KR102130288B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y02E30/40—

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

잔열 제거 회로의 고온 유입구와 주변 격납 환경 사이의 온도차를 이용함으로써, 핵 기지 정전 동안에 수동적으로 전력을 발생시키기 위한 장치. 열전 발전기, 스털링 사이클 기관 또는 랭킨 사이클 기관과 같은 열기관은, 수동 잔열 제거 열교환기 및/또는 수동 잔열 제거 열교환기의 채널 헤드로의 유입구의 비절연 부분과 열교환 관계로 결합되어, 정상적인 소내외 전력의 손실 동안에 핵 기지를 안전한 상태로 유지하는데 필요한 중요 장비를 작동시키기 위해 요구되는 전력을 발생시킨다.

Description

핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산{PASSIVE POWER PRODUCTION DURING A NUCLEAR STATION BLACKOUT}
(관련 출원에 대한 교차 참조)
본 특허출원은 미국 특허법 35 U.S.C §119(e) 하에서, "Passive Power Production During SBO With Thermo-Electric Generation"이라는 발명의 명칭으로 2012년 7월 24일자로 출원된 미국 가특허출원 제 61/674,878 호에 대한 우선권을 주장한다.
본 발명은 일반적으로, 원자력 발전소에 관한 것이며, 특히, 전통적인 소내외 전력의 손실이 있는 비상 운전정지 상태에서 원자력 발전소 내의 장비를 보호하도록 보조 전력을 제공하기 위한 수동 활성화 장치에 관한 것이다.
가압수형 원자로와 같은 원자로는, 유효 일을 위한 에너지를 냉각재로부터 추출하도록 작동 가능한 증기 발생기 및 냉각재를 가열하기 위한 핵연료를 포함하는 원자로 압력 용기를 가로지르는 냉각 3회로를 통해 고압에서 냉각재를 순환시킨다. 전형적으로 운전정지 동안에 압력 용기로부터의 붕괴열을 제거하기 위해 잔열 제거 시스템이 제공된다. 냉각재 손실의 경우에는, 시스템에 추가적인 냉각재를 보충하기 위한 수단이 제공된다. 냉각재 손실이 소량만 일어날 수도 있으며, 그에 따라 추가적인 냉각재가 원자로 냉각재 회로를 감압하는 일 없이, 비교적 소형의 보충수 공급원으로부터 주입될 수 있다. 심각한 냉각재 손실이 발생한다면, 대량의 냉각재를 수용하는 저압 공급원으로부터 냉각재를 보충하는 것이 필요하다. 펌프를 사용하여 원자로 냉각재 회로의 실질적인 작동 압력, 예를 들면, 2250 psi 또는 150 bar를 극복하는 것은 어렵기 때문에, 심각한 냉각재 손실의 경우에는 원자로 냉각재 회로가 감압되어, 냉각수가 원자로 계통의 격납용기 쉘 내의 주위 압력에서 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크(in-containment refueling water storage tank)로부터 보충될 수 있도록 한다.
미국 펜실베니아주 크랜베리 타운쉽의 웨스팅하우스 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된 AP1000® 원자로 시스템(22)(도 1에 도시되어 있음)의 1차 회로(본 발명이 그의 일부를 구성함)는 1차 냉각재 회로를 감압하기 위한 단계적인 압력 강하 시스템을 사용한다. 이것은 도 1 및 도 2에 도시된다. 일련의 밸브(72)는 원자로 유출구(56)(1차 냉각재 회로의 "핫레그"로도 알려짐)를 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크(50) 내의 스파저(sparger)(74)를 통해 격납용기 쉘(54)의 내측에 결합시키고, 이러한 스파저(74)는 핫레그 냉각재의 에너지를 탱크 내의 연료교환수 내로 배출 및 분산시킨다. 탱크가 가열되고 증기를 방사할 때, 증기는 격납용기 쉘의 내측 상에 응결된다. 처음에 감압이 시작될 때, 냉각재 회로(46) 및 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크는 미량의 배압 없이, 유로를 따라 하나 이상의 소형 도관(76)을 통해 감압 밸브(72)에 의해 결합된다. 냉각 회로 내의 압력이 강하함에 따라, 추가의 도관이 감압 밸브(72)의 추가의 작동에 의해 단계적으로 개방되고, 각 단계에서는 냉각재 회로(46)와 격납용기 쉘(54) 사이의 보다 대형의 및/또는 보다 많은 수의 직접적인 유로를 개방한다.
처음의 감압 단계는 가압기 탱크(80)를 결합시키는 것으로서, 가압기 탱크는 냉각재 회로의 핫레그(56)에, 그리고 격납용기 연료교환수 저장 탱크(50) 내의 스파저(74)에 도관을 통해 연결된다. 스파저(74)는, 탱크 내에 잠긴 소형의 제트 오리피스(jet orifice)로 안내하는 도관을 포함하여, 배압을 제공하고 스파저에 의해 탱크(50) 내로 방사된 증기로부터 물을 응결시킨다. 이어지는 감압 단계들은 점진적으로 커지는 도관 내경을 갖는다. 최종 단계는 예를 들면, 원자로 회로(46)의 핫레그(56)가 통과하는 주요 냉각재 루프 격납용기(40)에서, 핫레그를 격납용기 쉘(54) 내로 직접 결합시키는 대형 도관(84)을 구비한다. 이러한 구성은 각 원자로 도관의 급작스러운 수력학적 부하 없이, 냉각재 회로 내의 압력을 급속하게 실질적으로 대기압까지 저감시킨다. 압력이 충분히 낮을 때, 물이 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크(50)로부터 중력 유동에 의해 냉각재 회로에 보충된다.
AP1000® 원자로 시스템 내의 자동적인 감압은 원자로 냉각재 회로의 대형 구멍(large breach)과 같은 심각한 냉각재 손실 사고의 경우에도, 원자로 노심이 냉각되는 것을 보장하는 수동 보호장치(passive safeguard)이다. 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크가 중력에 의해 배수되므로, 펌프는 필요하지 않다. 물을 원자로 용기가 위치해 있는 격납 건물의 하부 내로 배수하면, 펌프와 같은 능동 요소에 의존하는 일 없이, 물을 감압된 냉각재 회로 내로 강제하기에 충분한 유체 압력 수두가 격납용기 내에 생긴다. 냉각재 회로가 대기압에 있고, 격납용기가 가득차 있다면, 물은 원자로 용기 내로 계속 송입되며, 이 원자로 용기 내에서 물의 비등은 핵연료를 냉각시킨다. 원자로 냉각재 회로로부터 빠져나온 증기 형태의 물은 격납용기 쉘의 내측 벽 상에 응결되고, 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크 내로 다시 배수되어 원자로 냉각재 회로 내로 다시 주입된다.
AP1000® 원자력 발전소는, 핵 기지 정전, 즉, 전통적인 소내외 전력의 완전 손실의 경우에, 수동 시스템만을 사용하여 발전소가 자체적으로 안전하게 운전정지되어 안전 운전정지 상태를 달성할 수 있도록 설계되었다. 전통적인 소내외 전력이란, 소내외 공급원으로부터 통상적으로 발생되는 전력을 지칭한다. 소수의 간단한 밸브는 자동적으로 작동되는 경우에 수동 안전 시스템을 조정한다. 대개의 경우, 이러한 밸브는 "자동 안전장치(fail safe)"이다. 이러한 밸브를 정상의 폐쇄 위치에 두기 위해서는 동력이 필요하다. 동력의 손실은 밸브를 안전 정렬로 개방시킨다. 모든 경우에, 밸브의 이동은 스프링, 압축 가스 또는 배터리로부터 축적된 에너지를 사용하여 이루어진다. 발전소는 적어도 72시간 동안 간섭 없이 그러한 상태를 유지하도록 설계된다. 그 후에는 대처 기간을 연장하기 위해 약간의 운전원 조치가 필요하다. 처음 72시간 동안에는, 임의의 필요 장비 및 발전소 모니터링 기기 장치 등을 가동시키기 위해 배터리 뱅크(battery bank)가 사용된다. 운전정지 시에, 그리고 운전정지 후에 발전소 내에서 사용 가능한 에너지를 이용함으로써, 이러한 대처 시간을 72시간 이상으로 연장하기 위한 추가적인 수동 수단을 개발하는 것이 바람직하다.
따라서, 본 발명의 목적은 발전소 내의 자원을 이용하여 발전소를 운전원 간섭 또는 소외 전력의 지원 없이 72시간 이상 안전하게 유지하는 것이다.
본 발명의 추가의 목적은 기존의 발전소 시스템의 운전을 변경하는 일 없이 대처 기간을 연장하는 것이다.
상술된 목적을 달성하기 위해서, 본 발명은 유용한 일을 생산하기 위하여 핵분열 원자로 노심 내에 발생된 열을 이용 회로로 운반하기 위해, 노심 내에서 순환하는 냉각재를 갖는 원자로를 구비하는 원자력 발전소를 제공한다. 원자력 발전소는 원자로가 운전정지된 후에, 특히 비정상적인 작동 상태에 직면하는 경우에, 노심 내에서 발생된 잔열을 방산시키기 위한 냉각재 잔열 제거 회로를 포함한다. 잔열 제거 회로는 원자로로부터 잔열 제거 회로를 통해 다량의 냉각재를 이송시키기 위한 잔열 제거 도관을 포함하고, 잔열 제거 도관은 비절연 섹션을 포함한다. 또한, 잔열 제거 회로는 잔열 제거 도관의 비절연 섹션과 열교환 관계에 있는 제 1 구성요소 부분, 및 비절연 섹션을 둘러싸는 환경과 열교환 관계에 있는 제 2 구성요소 부분을 구비하는 열기관을 포함한다. 열기관은 잔열 제거 도관과 비절연 섹션을 둘러싸는 환경 사이의 온도차에 반응하여, 비정상적인 작동 상태의 관리를 돕는 전기적 또는 기계적 동력을 보조 동력원으로서 발생시킨다. 일 실시예에 있어서, 열기관은 열전도성 클램프로 잔열 제거 도관의 외부 표면에 바람직하게 고정되는 열전 발전기이다. 바람직하게, 열전 발전기는 클램프 내의 리세스(recess) 내에 지지되고, 바람직하게, 리세스는 클램프의 외부 표면에 있다.
다른 실시예에 있어서, 열기관은 랭킨 사이클 기관(Rankine Cycle Engine) 또는 스털링 사이클 기관(Sterling Cycle Engine)이다. 바람직하게, 잔열 제거 회로는 채널 헤드를 구비하는 수동 잔열 제거 열교환기(passive residual heat removal heat exchanger)를 포함하고, 비절연 섹션은 채널 헤드로 안내하는 파이핑 섹션 상에, 및/또는 채널 헤드 상에 있다.
전형적으로, 원자력 발전소는 비정상적인 작동 상태의 경우에 원자력 발전소의 운전정지를 관리하기 위한 열제거 및 모니터링 시스템을 포함한다. 본 발명의 다른 실시예에 따라서, 하나 이상의 열제거 및 모니터링 시스템은, 소내의 독립적이고 수동으로 활성화된 전원에 의해 적어도 부분적으로 작동되고, 보조 전원은 소내의 독립적이고 수동으로 활성화된 전원의 작동 수명을 연장시키도록 연결된다. 바람직하게, 보조 전원은 냉각재 유동이 잔열 제거 회로를 통해 개시된 경우에만 작동된다.
본 발명의 추가적인 이해는 첨부된 도면과 함께 읽을 때, 바람직한 실시예의 이하의 설명으로부터 얻을 수 있다.
도 1은 본 발명으로부터 이익을 얻을 수 있는 수동 노심 냉각 시스템의 주요 구성요소의 등각도,
도 2는 일련의 열전 발전기 패널이 현수된 상태의 일련의 수동 잔열 제거 열교환기의 일 섹션의 유입구 파이핑의 비절연 부분의 개략도,
도 3은 수동 잔열 제거 열교환기의 채널 헤드의 단면도,
도 4는 도 3에 도시된 수동 잔열 제거 열교환기의 채널 헤드의 하측의 평면도,
도 5는 핵 기지 정전의 경우에 원자로 시스템을 안전한 상태로 유지하도록 채용된 구성요소를 작동시키는 보조 동력원으로서 사용될 수 있는 열전 요소의 개략도,
도 6은 하나의 열전 발전기 요소에 대한 전력 대 시간의 그래프,
도 7은 열전 발전기 조립체의 총 전력의 그래프,
도 8은 열전 발전기 요소를 원형의 파이프 섹션에 설치하기 위한 마운팅 클램프의 사시도.
도 1로부터, 잔열 제거 시스템(98)이, 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크(in-containment refueling water storage tank; IRWST)(50) 내에 침지되는 수동 잔열 제거 열교환기(passive residual heat removal heat exchanger; PRHR)(14)에 연결되는 원자로 냉각재 파이핑의 핫레그(56)에 연결된 도관(58)을 포함하는 것이 인식될 수 있다. 유출구 PRHR 열교환기 파이핑(12)은 증기 발생기(30)의 채널 헤드에 연결되고, 냉각재 유동은 콜드레그 파이핑(36) 내로 지향되며, 이 파이핑에서 냉각재 유동이 원자로 용기(60)로 복귀된다. 이러한 수동 냉각 시스템이 작동되는 경우, 오로지 자연 순환의 작용만에 의해서 전술된 회로를 통해 유동이 발생하여, 고온의 원자로 냉각재를 PRHR 열교환기 내로 운반하며, 이 열교환기에서는 원자로 냉각재가 그 에너지의 일부를 IRWST 내의 물로 방산할 수 있다. 그 다음에, 저감된 온도의 냉각재는 원자로 용기로 복귀된다. 핫레그 내의 냉각재와 콜드레그 내의 냉각재의 온도차는 유동이 수동적으로 발생되게 하는 대응하는 밀도 차를 생성한다. PRHR 유입구 파이핑(58)의 일부는 의도적으로 비절연 상태로 남아 있다. 그 결과, 고온 냉각재가 파이핑(58)을 통해 흐를 때, 파이프 표면은 고온의 냉각재 온도에 근접한 온도를 달성한다. 본 발명에 있어서, 열전 발전기의 어레이를 포함하는 열기관은 파이핑(58)의 외측 표면에 부착되고, 파이핑 온도와 주변 격납용기(54) 온도 사이에서 작동함으로써 전력을 생산한다.
본 발명은 수동 잔열 제거 시스템의 일부로서 원자로로부터 제거된 잠열을 보조 에너지원으로 이용한다. 이 보조 에너지원은 핵 기지 정전 상태 동안에 발전소를 안전한 상태로 유지하도록 발전소의 많은 중요 기능을 가동시키기 위해 사용될 수 있다. 도 2 및 도 4에 개략적으로 도시된 본 발명의 일 실시예에 따르면, 열전 발전기는, 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크(50) 내에 위치되는 수동 잔열 제거 열교환기(14)의 흡입구에 연결되는 파이핑(12)의 부분 상에 장착된다. 핵 기지 정전 후, 노심 붕괴 열 제거가 자연 순환 구동 유동에 의해 성취될 수 있는 방식으로, 수동 잔열 제거 열교환기(14)가 원자로 냉각재 파이핑에 연결된다. 수동 잔열 제거 열교환기(14)의 유입구 채널 헤드(16)에 부착되는 파이핑(12)의 부분(13)은 의도적으로 비절연 상태가 된다(도 2 및 도 4에 도시됨). 유입구 파이프에 연결된 수동 잔열 제거 열교환기의 유입구 노즐이 도 2 내지 도 4에 12로 도시된다. 게다가, 채널 헤드(16) 자체의 표면도 또한 비절연 상태이다. 이러한 구성요소의 사용 가능한 표면적의 일부가 도 2 내지 도 4에 도시된다. 이러한 열교환기(14)가 핵 기지 정전 동안에 서비스 내에 위치되는 경우에, 유입구 파이프(12)의 비절연 부분(13) 및 채널 헤드(16)에는, 처음에 약 600℉(316℃)인 고온의 물이 원자로 냉각재 시스템으로부터 공급되어서 초기 72시간 주기 동안 약 350℉(177℃)로 유지될 것이다. 열전 발전기는 그들의 양 측(흔히, "고온측" 및 "저온측"이라 함) 사이에 큰 온도차를 갖는 경우에 가장 효율적이다.
예시적인 열전 장치는 도 5에 도시되고, 도면 부호 10으로 일괄적으로 표시된다. 일반적으로 열전 장치(10)는 전기적으로는 직렬로, 그리고 열적으로는 병렬로 연결되는 N형 및 P형 반도체 물질(18)의 2개 이상의 요소로 구성된다. N형 물질은 전자가 과잉(전자가 완벽한 분자 격자 구조체를 완성하는데 필요한 것보다 많음)되도록 도핑되고, P형 물질은 전자가 결핍(전자가 완벽한 격자 구조체를 완성하는데 필요한 것보다 적음)되도록 도핑된다. N 물질 내의 여분의 전자 및 P 물질 내의 전자의 결핍으로부터 생성된 "정공(hole)"은, 열원(20)으로부터의 열 에너지를 열전 물질을 통해서, 히트 싱크(24)로 이동시키는 담체이다. 이 경우에서는, 히트 싱크(24)는 열전 발전기가 장착되는 수동 잔열 제거 파이핑 및/또는 채널 헤드를 둘러싸는 환경이다. 도 5에 도시된 요소와 같은 하나 이상의 직렬 또는 병렬 연결된 열전 요소를 포함할 수도 있는 열전 모듈에 의해 발생되는 전기는 요소(10)의 양 측 사이의 온도차의 크기에 비례한다. 열전 발전기의 어레이가 수동 잔열 제거 시스템의 파이핑(12) 상에 장착되거나 또는 채널 헤드(16)가 고온의 파이프 표면과 격납용기 내의 주위 온도 사이의 큰 델타 온도를 경험하며, 상당한 전력을 발생시키는 능력을 가질 것이다. 도 6은 (고온이 시간에 따라 저감되므로) 시간의 함수에 따라, 단일 열전 발전기 요소의 전형적인 전력 출력을 나타내고, 도 7은 파이프 및 채널 헤드의 사용 가능한 표면적 전체를 사용하는 경우에 생산되는 총 전력을 도시한다. AP1000® 원자력 발전소 설계의 사용 가능한 영역을 완전히 사용하면, 2,130개의 열전 발전기 패널을 수용할 것이다. 알 수 있는 바와 같이, 생산되는 총 전력은 상당하여, 25 킬로와트 이상으로 시작해서, 처음 24시간 동안은 약 5 킬로와트를 유지한다. 이 전력은 필요에 따라, 배터리를 충전하거나 직접 장비에 전력을 공급하는데 사용될 수 있다. 이러한 수동으로 발생된 전력은 기존의 배터리 뱅크에 대한 필요를 줄임으로써 발전소를 위해 대처 기간을 연장시키는데 사용될 수 있기 때문에, 이 전력은 발전소의 시설 운전원에게 가치가 있다.
전형적으로, 가장 효율적이고 상업적으로 이용 가능한 열전 발전기는 비교적 작은[2 내지 3 제곱 인치(5.1 내지 7.6㎠)] 패널로 제조된다. 그러나, 이러한 정사각 패널은 파이프의 원주 주위에 적절히 끼워맞춤되지 않는다. 이 문제점을 해결하는 하나의 방법은 파이프 주위에 끼워맞춤되거나, 수동 잔열 제거 열교환기의 원형 섹션, 즉, 튜브 시트의 영역 내의 상부 채널 헤드 주위에 연장되는 클램프를 사용하는 것이다. 이러한 클램프(138)가 도 8에 도시된다. 클램프는 2개의 반원형 섹션(140)을 포함한다. 이 2개의 반원형 섹션은 파이프 둘레로 만나서 일단부에서는 힌지(142)에 의해 함께 결합되고 타단부에서는 부착 플랜지(144)에 의해 함께 볼트 결합된다. 대안적으로, 힌지(142)는 144로 도시된 것과 같은 정합 플랜지(mating flange)로 대체될 수 있다. 클램프(138)는 알루미늄 합금과 같은 높은 열전도 물질로 구성되고, 열전 발전기 정사각형부(square)가 끼워맞춤되고 양호한 열접촉을 하는 기계가공되거나 주조된 리세스(146)를 원주 둘레로 구비한다. 이러한 클램프는 고온 측부의 표면적을 최대화하여 최대 전력 발생을 허용한다. 각각의 열전 발전기는 어레이 내의 다른 것에 연결될 수도 있고, 어레이는 직렬, 병렬 및 직병렬 혼합으로 연결되어, 필요한 전압 및 전류 레벨을 생산할 수 있다. 도 8에 도시된 바와 같이, 클램프(138)는, 힌지 조인트(142) 및 힌지에 대향하는 볼트형 플랜지(144)를 채용하거나, 또는 클램프의 대향 측부 상에 각각 위치된 2개의 볼트 결합 플랜지를 채용함에 의해서 기존의 파이핑으로의 부착을 용이하게 하는 클램 쉘 설계(clam shell design)로 만들어질 수 있다. 이러한 장착 개념은, 필요에 따라 열전 발전기 장착 하드웨어를 임의의 곡면에 고정하는데 사용된 부착 지점을 갖는 수동 잔열 제거 열교환기의 채널 헤드(16)를 포함하는 임의의 곡면으로 연장될 수 있다.
대안적으로, 스털링 사이클 기관 또는 랭킨 사이클 기관은 파이핑(12) 및/또는 채널 헤드(16)와 열교환 관계로 연결되어, 이러한 표면과 주변 환경 사이의 델타 온도차를, 밸브 및 기기 장치를 작동시키는데 필요될 수도 있는 보조 전력을 발생시키도록 직접 펌프를 구동하거나 발전기를 구동하는데 사용되는 기계적 동력으로 변환시킬 수 있다. 이러한 대안적인 구성은 히트 파이프(150)를 통해 파이핑(12)과 열적 연통하는 랭킨 사이클 또는 스털링 사이클 기관을 나타내는 블럭(block)(148)과 함께, 도 2에 상징적으로 도시된다.
따라서, 본 명세서에 설명된 실시예는 핵 기지 정전 후에, 핵 기지의 전통적인 동력원으로부터 분리된 독립적인 동력원으로부터 발전소를 위한 동력을 발생시키기 위한 순수한 수동 수단을 제공한다. 열기관, 즉, 열전 발전기, 또는 랭킨 사이클 또는 스털링 사이클 기관은, 정상 상태에서는 열기관에 부착되는 파이핑 및/또는 채널 헤드가 저온이기 때문에 비활성화 상태이지만, 고온 유체가 파이프를 통과할 때(자연 순환 구동 유동이 시작되는 경우에도 마찬가지임)에는 자동적으로 활성화된다. 또한, 이러한 장치에는, 격납용기 내 연료교환수 저장 탱크의 물이 증발함에 따라 격납용기 내측에 존재할 수도 있는 증기 환경에서, 이러한 장치들을 작동 가능하게 하는 보호 코팅이 제공될 수 있다.
본 발명의 구체적인 실시예가 상세히 기술되었지만, 본 개시내용의 전체 교시에 비추어 이러한 상세사항에 대한 다양한 변경 및 대안이 이루어질 수 있음을 당업자는 인식할 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는, 단지 예시적인 것이며, 첨부된 특허청구범위의 최대 범위 및 그것의 임의의 그리고 모든 등가물로 주어지는 본 발명의 범위에 대한 제한이 아닌 것으로 의도된다.

Claims (9)

  1. 유효 일을 발생시키기 위해 핵분열성의 원자로 노심 내에서 발생된 열을 이용 회로로 운반하기 위하여, 상기 노심 내에서 순환하는 냉각재를 갖는 원자로(60)를 구비하는 원자력 발전소(22)에 있어서,
    만일 비정상적인 작동 상태에 직면하는 경우에, 상기 원자로(60)가 운전정지된 후, 상기 노심 내에서 발생된 잔열을 방산시키기 위한 냉각재 잔열 제거 회로(98)를 포함하며,
    상기 냉각재 잔열 제거 회로(98)는,
    상기 원자로 노심으로부터 상기 잔열 제거 회로(98)를 통해 다량의 냉각재를 이송시키기 위한 잔열 제거 도관(12)으로서, 비절연 섹션(13)을 포함하는, 상기 잔열 제거 도관(12); 및
    상기 비절연 섹션(13)과 열교환 관계에 있는 제 1 구성요소 부분 및 상기 비절연 섹션을 둘러싸는 환경과 열교환 관계에 있는 제 2 구성요소 부분을 각각 구비하는 복수의 열기관(10)으로서, 상기 잔열 제거 도관(12)과 상기 비절연 섹션을 둘러싸는 환경 사이의 온도차에 반응해서, 상기 비정상적인 작동 상태의 관리를 돕는 보조 동력원으로서 전기적 또는 기계적 동력을 발생시키는, 상기 열기관(10); 및
    복수의 리세스(146)가 외측 표면에 존재하는 열전도성 클램프(138)를 포함하고,
    상기 복수의 리세스(146) 중 적어도 일부의 리세스의 각각에 상기 복수의 열기관 중 대응하는 열기관을 지지하는 것에 의해, 상기 열기관의 적어도 제 1 구성요소 부분을 상기 비절연 섹션의 근방에 고착하는
    원자력 발전소.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 열기관은 열전 발전기(10)인
    원자력 발전소.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 열기관(10)은 랭킨 사이클 기관 또는 스털링 사이클 기관(148) 중 하나인
    원자력 발전소.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 잔열 제거 회로(98)는 채널 헤드(16)를 구비하는 수동 잔열 제거 열교환기(14)를 포함하고, 상기 비절연 섹션(13)은 상기 채널 헤드로 안내하는 파이핑 섹션(12) 상에, 및/또는 상기 채널 헤드 상에 있는
    원자력 발전소.
  5. 제 1 항에 있어서,
    만일의 상기 비정상적인 작동 상태의 경우에 상기 원자력 발전소의 운전정지를 관리하기 위한 열제거 및 모니터링 시스템을 포함하고, 하나 이상의 열제거 및 모니터링 시스템은, 소내의 독립적이고 수동으로 작동되는 전원에 의해 적어도 부분적으로 작동되고, 상기 열기관은 상기 소내의 독립적이고 수동으로 작동되는 전원의 작동 수명을 연장시키도록 연결되는
    원자력 발전소.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 열기관은 냉각재 유동이 상기 잔열 제거 회로(98)를 통해 개시된 경우에만 작동되는
    원자력 발전소.
  7. 삭제
  8. 삭제
  9. 삭제
KR1020157004152A 2012-07-24 2013-07-09 핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산 KR102130288B1 (ko)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201261674878P 2012-07-24 2012-07-24
US61/674,878 2012-07-24
US13/764,804 US9536629B2 (en) 2012-07-24 2013-02-12 Passive power production during a nuclear station blackout
US13/764,804 2013-02-12
PCT/US2013/049627 WO2014018247A1 (en) 2012-07-24 2013-07-09 Passive power production during a nuclear station blackout

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20150036689A KR20150036689A (ko) 2015-04-07
KR102130288B1 true KR102130288B1 (ko) 2020-07-08

Family

ID=49994901

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020157004152A KR102130288B1 (ko) 2012-07-24 2013-07-09 핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9536629B2 (ko)
EP (1) EP2877997B1 (ko)
JP (1) JP6242891B2 (ko)
KR (1) KR102130288B1 (ko)
CN (1) CN104380389A (ko)
ES (1) ES2664976T3 (ko)
WO (1) WO2014018247A1 (ko)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6945920B2 (ja) * 2015-10-30 2021-10-06 一般財団法人電力中央研究所 コンクリートキャスクの冷却空気量調節装置及びコンクリートキャスク
DE102016202452B4 (de) * 2016-02-17 2018-06-21 Areva Gmbh Zündsystem zur Zündung brennbarer Gasgemische
DE102017201808A1 (de) * 2017-02-06 2018-08-09 Airbus Operations Gmbh Turbine mit einem thermoelektrischen Generator
US10559389B2 (en) 2017-02-06 2020-02-11 Battell Energy Alliance, LLC Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors
US10910116B2 (en) 2017-03-16 2021-02-02 Battelle Energy Alliance, Llc Nuclear reactors including heat exchangers and heat pipes extending from a core of the nuclear reactor into the heat exchanger and related methods
CN110767332B (zh) * 2019-10-14 2022-07-15 哈尔滨工程大学 一种用于高温热管堆的非能动余热排出系统
CN111710446B (zh) * 2020-06-23 2022-04-15 中国核动力研究设计院 堆芯余热排出的系统和堆芯余热排出的热电换热器
KR20220040835A (ko) 2020-09-24 2022-03-31 한국원자력연구원 피동냉각 설비
KR102349951B1 (ko) 2020-09-24 2022-01-12 한국원자력연구원 선박의 원자로 피동냉각 설비
CN112885494B (zh) * 2021-01-26 2022-08-02 哈尔滨工程大学 一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统
CN113567879B (zh) * 2021-07-19 2022-05-06 西安交通大学 一种动静态转换小型核电源实验装置
KR20230030792A (ko) 2021-08-26 2023-03-07 한국원자력연구원 선박의 원자로 피동냉각 설비

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010505384A (ja) * 2006-09-28 2010-02-18 ローズマウント インコーポレイテッド 改良された工業用熱電式発電機
JP2010505382A (ja) * 2006-09-28 2010-02-18 ローズマウント インコーポレイテッド パイプライン熱電式発電機アセンブリ
US20100260309A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method, System, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems

Family Cites Families (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4458493A (en) 1982-06-18 1984-07-10 Ormat Turbines, Ltd. Closed Rankine-cycle power plant utilizing organic working fluid
US4699754A (en) 1985-05-31 1987-10-13 The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration Jet pump-drive system for heat removal
JPS6239792A (ja) * 1985-08-14 1987-02-20 関西電力株式会社 熱併給原子力発電システム
JPH04262297A (ja) * 1991-02-18 1992-09-17 Hitachi Ltd 残留熱除去設備
DE4126630A1 (de) 1991-08-12 1993-02-18 Siemens Ag Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren
US5267281A (en) * 1991-11-08 1993-11-30 Westinghouse Electric Corp. Heat exchanger and water tank arrangement for passive cooling system
US5202083A (en) 1992-02-28 1993-04-13 Atomic Energy Of Canada Limited Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
JPH05256994A (ja) * 1992-03-13 1993-10-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力発電装置
US5268943A (en) * 1992-06-24 1993-12-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system
US5263067A (en) * 1992-06-24 1993-11-16 Westinghouse Electric Corp. Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system
US5259008A (en) * 1992-06-24 1993-11-02 Westinghouse Electric Corp. Staged depressurization system
JPH06281779A (ja) * 1993-03-30 1994-10-07 Toshiba Corp 原子炉格納容器冷却装置
US5431016A (en) 1993-08-16 1995-07-11 Loral Vought Systems Corp. High efficiency power generation
US6234244B1 (en) 1999-03-01 2001-05-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Non-intrusive cooling system
JP2001242287A (ja) * 2000-02-28 2001-09-07 Toshiba Corp 原子力発電所
JP2005049135A (ja) * 2003-07-30 2005-02-24 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子力プラント
US20050028858A1 (en) 2003-08-04 2005-02-10 Andrea Rossi Thermoelectric module and generator
US7961835B2 (en) 2005-08-26 2011-06-14 Keller Michael F Hybrid integrated energy production process
JP2009115571A (ja) 2007-11-06 2009-05-28 Toshihisa Shirakawa 複合発電化したリニューアルａｂｗｒ
US8437446B2 (en) 2008-11-17 2013-05-07 Nuscale Power, Llc Steam generator flow by-pass system
US9767934B2 (en) * 2009-04-13 2017-09-19 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat
US8284889B2 (en) * 2009-04-20 2012-10-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods and apparatuses for clamping a jet pump sensing line support
JP2010276564A (ja) * 2009-06-01 2010-12-09 Toshihisa Shirakawa ９２０ｋ過熱蒸気沸騰水型原子炉
US9728288B2 (en) 2010-02-18 2017-08-08 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems
US8559584B2 (en) 2010-12-20 2013-10-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor automatic depressurization system
US8933317B2 (en) * 2012-02-22 2015-01-13 Marlow Industries, Inc. Thermoelectric remote power source

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010505384A (ja) * 2006-09-28 2010-02-18 ローズマウント インコーポレイテッド 改良された工業用熱電式発電機
JP2010505382A (ja) * 2006-09-28 2010-02-18 ローズマウント インコーポレイテッド パイプライン熱電式発電機アセンブリ
US20100260309A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method, System, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems

Also Published As

Publication number Publication date
ES2664976T3 (es) 2018-04-24
EP2877997A4 (en) 2016-03-16
JP2015528118A (ja) 2015-09-24
EP2877997A1 (en) 2015-06-03
KR20150036689A (ko) 2015-04-07
EP2877997B1 (en) 2018-02-14
CN104380389A (zh) 2015-02-25
WO2014018247A1 (en) 2014-01-30
US20140029711A1 (en) 2014-01-30
JP6242891B2 (ja) 2017-12-06
US9536629B2 (en) 2017-01-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102130288B1 (ko) 핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산
CN105027223B (zh) 模块化的能够运输的核发电机
US20130044851A1 (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
US20130028365A1 (en) Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool cooling and monitoring
US20110283701A1 (en) Self Powered Cooling
US9786396B2 (en) Decay heat conversion to electricity and related methods
CN109166637B (zh) 一种基于orc的压水堆核电站核安全系统及方法
KR20180137805A (ko) 원자로 냉각 및 발전 시스템
US5343507A (en) Shutdown cooling system for operation during lapse of power
Choi et al. The Fast Modular Reactor (FMR)-Development Plan of a New 50 MWe Gas-cooled Fast Reactor
JP2013057559A (ja) 水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法
JP7199634B2 (ja) 原子力発電所
US20130136222A1 (en) Control system for plant
RU2758159C1 (ru) Система пассивного отвода тепла
RU2670428C1 (ru) Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора
KR101711580B1 (ko) 부유식원자로탑재설비
JP6109579B2 (ja) 配管取合機器の支持構造
JP4341876B2 (ja) 固体冷却原子炉
Raha et al. Safety analysis of hybrid nuclear desalination plant coupled to high temperature gas cooled reactor
KR20220135505A (ko) 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템
KR20220132303A (ko) 원자력 발전소와 연계된 액화공기 에너지 저장장치 시스템
KR20230112079A (ko) 지상에 히트 싱크가 있고 자율 붕괴열 제거 (dhr) 시스템을 포함하는 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr)
KR20220040835A (ko) 피동냉각 설비
JP2014092396A (ja) 原子力発電プラント
JP2004092399A (ja) 独立型エネルギー供給システム

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant