KR102153957B1 - System and method for mitigating dispersion of radioactive substance in steam generator tube rupture accidents - Google Patents

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Abstract

본 발명은 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) 중대사고 발생시에 강력하게 방출되는 증기와 이에 따른 방사성물질의 누출에 효과적으로 대응하기 위해 오픈형 포집장치를 이용하고, 또한 이러한 오픈형 포집장치를 이용하여 방출되는 방사성물질을 효과적으로 포집하여 확산을 방지하는 방법에 관한 것이다.
본 발명에 의하면, 중대사고로 인한 SGTR 사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공한다.The present invention relates to a system and method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of a steam generator heat transfer pipe breaking, and more specifically, to a steam generator tube rupture (SGTR), and a strongly discharged steam when a serious accident occurs. In order to effectively cope with the leakage of radioactive materials according to the above, the present invention relates to a method of preventing diffusion by using an open type collecting device and effectively collecting the emitted radioactive material using such an open type collecting device.
According to the present invention, in the case of an SGTR accident due to a serious accident, an open-type collecting device that is not in close contact with the outflow part is used, and in the case of outflow of high-temperature, high-pressure vapor without the outflow of radioactive material, the vapor is flowed into the atmosphere. Effective collection and treatment of radioactive materials without installing a large-capacity collection device that requires very high cost and equipment to collect the high-temperature and high-pressure steam outflow by collecting and treating the contained vapor outflow of relatively low temperature and low pressure. It provides a radioactive material diffusion prevention system and method that enables.

Description

증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법{System and method for mitigating dispersion of radioactive substance in steam generator tube rupture accidents}System and method for mitigating dispersion of radioactive substance in steam generator tube rupture accidents}

본 발명은 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) 중대사고 발생시에 강력하게 방출되는 증기와 이에 따른 방사성 물질의 누출에 효과적으로 대응하기 위해 오픈형 포집장치를 이용하고, 또한 이러한 오픈형 포집장치를 이용하여 방출되는 방사성물질을 효과적으로 포집하여 확산을 방지하는 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a system and method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of a steam generator heat transfer pipe breaking, and more particularly, to a steam generator tube rupture (SGTR), and a strongly discharged steam when a serious accident occurs. In order to effectively cope with the leakage of radioactive materials according to the above, the present invention relates to a method of preventing diffusion by using an open type collecting device and effectively collecting the emitted radioactive material using such an open type collecting device.

후쿠시마 원전 사고와 같이 원자력발전소에서의 중대 사고는 매우 심각한 후유증을 동반한다. 원자력발전소에서 누출된 방사성물질은 주변 대기와 해양을 오염시키며, 그 영향이 오랜 시간 지속한다.Like the Fukushima nuclear power plant accident, a serious accident at a nuclear power plant has very serious aftereffects. Radioactive materials leaked from nuclear power plants pollute the surrounding atmosphere and oceans, and their effects last a long time.

원자력발전소 내 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR)시 후쿠시마 사고와 같은 격납건물 파손사고보다 더욱 더 많은 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있으며, 특히 중대사고로 인한 SGTR 사고는 고온, 고압의 증기 유출을 동반하는 방사성물질의 누출로 인해 일반적인 SGTR 사고보다 사고완화조치가 훨씬 더 어렵다는 큰 문제점이 있다.In the event of steam generator tube rupture (SGTR) in a nuclear power plant, more radioactive materials may be leaked into the environment than a containment building such as the Fukushima accident. In particular, SGTR accidents caused by serious accidents can cause high temperature and high pressure. There is a big problem that accident mitigation measures are much more difficult than general SGTR accidents due to the leakage of radioactive materials accompanied by steam leakage.

중대사고로 인한 SGTR 사고시 고온, 고압의 증기 유출의 경우, 유출되는 증기의 높은 온도 및 압력으로 인해 그와 같이 유출되는 물질들을 포집하는 시스템은 아직 존재하지 않으며, 물리적으로 그와 같은 증기를 포집하는 것은 거의 불가능에 가깝다고 할 수 있다. 이로 인해 지금까지는 그와 같은 사고시 유출되는 물질들을 포집하려는 시도가 거의 이루어지지 않았다.In the case of high-temperature and high-pressure steam outflow during the SGTR accident due to a serious accident, there is no system yet to capture such spilled substances due to the high temperature and pressure of the outflowing vapor, and physically trapping such vapors. It can be said that it is almost impossible. For this reason, few attempts have been made to capture the spilled substances in such an accident until now.

그러나 원전사고의 심각성으로 인해, 최근 한국은 원전 중대사고 법제화로 사고관리가 더욱 엄격해졌으며, 이와 같은 법을 준수하기 위해서는 사고 빈도를 더욱 줄이거나, 사고의 영향을 더욱 줄여야하는 상황에 도달했다. 즉, 사고의 영향을 더욱 줄이기 위해서는 전술한 바와 같은 최악의 중대사고로 인한 SGTR 사고의 경우에도, 해당 구조를 통해 누출되는 방사성물질을 포집 및 처리할 수 있게 되어야 하는 상황이다.However, due to the seriousness of nuclear accidents, accident management has become more strict in recent years due to the legislation of major nuclear accidents in Korea, and in order to comply with such laws, the frequency of accidents has to be further reduced, or the impact of accidents has to be further reduced. That is, in order to further reduce the impact of the accident, even in the case of the SGTR accident due to the worst serious accident as described above, it is a situation that it is necessary to be able to collect and process radioactive materials leaking through the corresponding structure.

KRKR 10-158434210-1584342 B1B1

본 발명은 이와 같은 문제점을 해결하기 위해 창안된 것으로서, 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있는 SGTR 중대사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공하는데 그 목적이 있다.The present invention was invented to solve such a problem, and in the case of a SGTR serious accident in which radioactive materials may be leaked into the environment, an open-type collecting device that is not in close contact with the discharge site is used to provide high temperature and high pressure without leakage of radioactive materials. When steam is released, the steam flows into the atmosphere, and then, when the relatively low-temperature and low-pressure steam that contains radioactive materials is released, it is collected and processed. This requires very high cost and equipment to capture the high-temperature and high-pressure steam. An object thereof is to provide a radioactive material diffusion prevention system and method that enables effective collection and treatment of radioactive materials without installing a large-capacity collection device.

이와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 유출된 증기를 포집하고, 유출 부위와 밀착되지 않은 오픈형(open-type)의 증기 포집부; 유출된 증기를 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인; 유출된 증기를 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 유입하기 위한 내부 처리 파이프라인; 상기 증기 포집부를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기를 상기 외부 유출 파이프라인 및 상기 내부 처리 파이프라인 중 어느 한 방향으로 흐르게 하기 위한 제1 바이패스(by-pass) 밸브; 포집된 증기를 처리하는 포집 증기 처리장치; 및 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템의 상기 각 구성요소를 제어하여 방사성물질 확산방지를 위한 일련의 처리를 수행하는 제어부를 포함하고, 상기 포집 증기 처리장치는, 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 열리는 고압 플로우 밸브; 상기 고압의 증기가 흐르는 고압 플로우 파이프; 상기 고압 플로우 파이프를 통해 들어온 증기를 저장하는 증기 임시저장부; 상기 증기 임시저장부로부터 시간당 일정량씩의 증기를 유출하는 증기 임시저장부 유출 파이프; 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 열리는 저압 플로우 밸브; 및 상기 저압의 증기가 흐르는 저압 플로우 파이프를 포함한다.In order to achieve such an object, the radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the rupture of a steam generator heat transfer pipe according to the present invention collects the spilled vapor and is an open-type vapor collection unit that is not in close contact with the spilled portion. ; An external outlet pipeline for directly discharging the spilled steam into the environment; An internal treatment pipeline for introducing the discharged vapor into the radioactive material diffusion prevention system; A first by-pass valve for flowing the effluent vapor collected and received through the vapor collecting unit in one of the external discharge pipeline and the internal treatment pipeline; A collection steam treatment device for processing the collected steam; And a control unit for performing a series of treatments for preventing the diffusion of radioactive substances by controlling each component of the system for preventing diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of a breakage of the steam generator heat pipe, wherein the collecting steam treatment device comprises: A high pressure flow valve that opens when the pressure is higher than a certain level; A high pressure flow pipe through which the high pressure steam flows; A steam temporary storage unit for storing steam introduced through the high pressure flow pipe; A steam temporary storage unit outlet pipe for discharging a certain amount of steam per hour from the temporary steam storage unit; A low pressure flow valve that opens when the incoming steam has a low pressure less than a certain level; And a low pressure flow pipe through which the low pressure steam flows.

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상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 유입하여, 이로부터 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 원심분리장치를 더 포함할 수 있다.The radioactive material diffusion prevention system for responding to a major accident in the rupture of the steam generator heat pipe, the steam flowing out of the temporary storage unit or the steam flowing out through the low-pressure flow pipe flows in, and efficiently filters particles of a certain size or larger therefrom. And, it may further include a centrifugal separator for reducing the high kinetic energy of the harmful substances discharged at high pressure.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치를 더 포함할 수 있다.The radioactive material diffusion prevention system for responding to the severe accident of the breakage of the steam generator heat pipe is a pool scrubbing device that filters particles of a certain size or less that are not filtered in the centrifugal separator and lowers the temperature. It may further include.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 미세입자 필터링부를 더 포함할 수 있다.The radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident at the breakage of the steam generator heat pipe may further include a fine particle filtering unit for filtering unfiltered particles in a full scrubbing device.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템은, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 가스 필터링부를 더 포함할 수 있다.The radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the rupture of the steam generator heat pipe may further include a gas filtering unit that filters harmful gases that have not been filtered in a full scrubbing device.

본 발명의 다른 측면에 따르면, 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (a) 증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출을 감지하는 단계; (b) 유출된 증기에서 방사성물질 포함 여부를 감지하는 단계; (c) 유출된 증기에서 방사성물질이 포함된 경우, 단계(d) 내지 단계(e)를 수행하고, 유출된 증기에서 방사성물질이 포함되지 않은 경우, 단계(f)를 수행하는 단계; (d) 유출된 증기를 포집처리 장치로 유입하는 단계; (e) 상기 포집처리 장치에서 유입한 증기를 처리하는 단계; 및 (f) 증기를 외부로 방출하는 단계를 포함하고, 상기 단계(a) 및 단계(b) 사이에, (a11) 증기 유출 후 기준시간이 경과했는지를 감지하여, 기준시간이 경과한 경우 상기 단계(b)로 진행하고, 기준시간이 경과하지 않은 경우 상기 단계(f)로 진행하는 단계를 더 포함한다.According to another aspect of the present invention, a method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat transfer pipe includes the steps of: (a) detecting steam leakage due to a severe accident of breaking the steam generator heat transfer pipe; (b) detecting whether radioactive materials are contained in the spilled vapor; (c) performing steps (d) to (e) when the outflowed steam contains radioactive materials, and performing step (f) when the outflowing steam does not contain radioactive materials; (d) introducing the discharged steam into a collection treatment device; (e) treating the steam introduced from the collection treatment device; And (f) discharging the steam to the outside, and between the steps (a) and (b), (a11) detecting whether the reference time has elapsed after the steam has elapsed, and when the reference time has elapsed, the Proceeding to step (b), and if the reference time has not elapsed, further comprising the step of proceeding to step (f).

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상기 단계(e)는, (e11) 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 고압 플로우 밸브를 열어, 상기 고압의 증기가 고압 플로우 파이프를 통하여 증기 임시저장부에 유입되도록 하고, 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 저압 플로우 밸브를 열어, 상기 저압의 증기가 저압 플로우 파이프를 통하여 흘러가도록 제어하는 단계; 및 (e12) 상기 증기 임시저장부에서, 저장된 증기를 시간당 일정량씩의 유출시키는 단계를 포함할 수 있다.In the step (e), (e11) when the incoming steam is at a high pressure of a certain level or higher, the high-pressure flow valve is opened, so that the high-pressure steam flows into the temporary steam storage unit through the high-pressure flow pipe, and the incoming steam is Opening a low pressure flow valve when the pressure is less than a predetermined level, and controlling the low pressure steam to flow through the low pressure flow pipe; And (e12) in the temporary vapor storage unit, discharging the stored vapor by a predetermined amount per hour.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e13) 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 원심분리장치가 유입하는 단계; 및 (e14) 원심분리장치가, 유입된 증기에서 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 단계를 더 포함할 수 있다.The method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident in the rupture of the steam generator heat pipe includes: (e13) introducing, by a centrifugal separator, steam flowing out of the temporary storage unit or steam flowing out through the low pressure flow pipe; And (e14) the centrifugal separator efficiently filters particles of a predetermined size or larger from the introduced steam, and reducing high kinetic energy of harmful substances discharged at high pressure.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e15) 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치가 상기 원심분리장치로부터 나온 증기를 유입하여, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to the severe accident of the breakage of the steam generator heat pipe includes (e15) a certain size that is not filtered by the centrifugal separator by introducing the steam from the centrifugal separator by a pool scrubbing device. It may further include performing a function of filtering the following particles and lowering the temperature.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e16) 미세입자 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to the serious accident of breaking the steam generator heat pipe may further include the step of (e16) filtering particles that have not been filtered by a full scrubbing device in the fine particle filtering unit.

상기 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법은, (e17) 가스 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to the severe accident of the breakage of the steam generator heat pipe may further include (e17) filtering the harmful gas that has not been filtered by the full scrubbing device in the gas filtering unit.

본 발명에 의하면, 방사성물질이 환경으로 유출될 수 있는 SGTR 중대사고시, 유출 부위에 밀착되지 않은 오픈형 포집장치를 이용하여, 방사성물질의 유출이 없는 고온, 고압의 증기 유출시에는 증기를 대기에 흘려보내고, 이후 방사성물질이 포함되어 나오는 상대적 저온, 저압의 증기 유출시 이를 포집하여 처리함으로써, 고온, 고압의 유출 증기를 포집하기 위하여 매우 큰 비용과 설비가 소요되는 대용량의 포집장치를 설치하지 않고도 효과적으로 방사성물질의 포집 및 처리를 가능하게 하는 방사성물질 확산방지 시스템 및 방법을 제공하는 효과가 있다.According to the present invention, in the event of a serious SGTR accident in which radioactive materials may leak into the environment, an open-type collection device that is not in close contact with the outflow site is used, and in the case of outflow of high-temperature, high-pressure steam without the outflow of radioactive materials, the steam flows into the atmosphere. After sending, by collecting and treating the outflow of relatively low-temperature and low-pressure vapor that contains radioactive materials, it is effective without installing a large-capacity collection device that requires very high cost and equipment to collect the high-temperature and high-pressure vapor outflow. There is an effect of providing a radioactive material diffusion prevention system and method that enables the collection and treatment of radioactive materials.

도 1은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템을 개략적으로 나타낸 모식도.
도 2는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제1 실시예를 도시한 도면.
도 3은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제2 실시예를 도시한 도면.
도 4는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제3 실시예를 도시한 도면.
도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템 구성의 제4 실시예를 도시한 도면.
도 6은 도 5의 제4 실시예에서 포집된 증기의 처리장치의 구성을 도시한 도면.
도 7은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 시간 경과에 따른 누출 특성 그래프를 도시한 도면.
도 8은 도 7에서 방사성물질이 유출되는 B구간부터 누출 증기의 압력에 따른 속도가 급격히 변경되는 구간을 확대하여 도시한 도면.
도 9는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기발생기(steam generator) 내부의 개스 온도 특성 그래프를 도시한 도면.
도 10은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프와 증기 포집부의 일 실시예로서의 구조를 도시한 도면.
도 11은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프 및 증기 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력과 속도를 나타내는 도면.
도 12는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기 포집부에서의 탄성 변형(elastic strain) 분포 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress) 분포를 나타내는 도면.
도 13은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출물질의 유체역학적 특성을 나타내는 그래프를 도시한 도면.
도 14는 증기 포집부를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 증기가 유입된 후 내부 처리 파이프라인 부위에서 받는 응력(stress)을 색깔로 나타낸 도면.
도 15는 원심분리장치의 실시예를 도시한 도면.
도 16은 원심분리장치의 성능을 비교하여 나타낸 그래프
도 17은 방사성물질 확산방지 시스템이 방사성 물질 확산방지를 위해 증기 포집을 제어하는 방법을 수행하는 순서도.
도 18은 포집된 증기에 대한 일 실시예로서의 처리과정의 순서도.
도 19는 방사성물질 유출가능 시간을 분석한 그래프.1 is a schematic diagram schematically showing a radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident at the breakage of a steam generator heat pipe according to the present invention.
Figure 2 is a view showing a first embodiment of the configuration of the radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the steam generator rupture of the heat transfer pipe according to the present invention.
Figure 3 is a view showing a second embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the steam generator rupture of the heat transfer pipe according to the present invention.
Figure 4 is a view showing a third embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the rupture of the steam generator heat pipe according to the present invention.
5 is a view showing a fourth embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system for responding to a serious accident in the rupture of the steam generator heat pipe according to the present invention.
6 is a view showing the configuration of a steam treatment apparatus collected in the fourth embodiment of FIG.
7 is a view showing a graph showing a leakage characteristic over time during a severe accident at a breakage of a steam generator heat pipe.
FIG. 8 is an enlarged view illustrating a section in which the speed according to the pressure of the leaking vapor is rapidly changed from section B in which the radioactive material is discharged in FIG. 7;
9 is a view showing a gas temperature characteristic graph inside the steam generator in case of a serious accident when the steam generator heat pipe is broken.
10 is a view showing a structure as an embodiment of a pipe near a leak point and a vapor collection unit in a severe accident when a steam generator heat transfer pipe is broken.
11 is a view showing the total pressure and velocity of steam at a specific point in time in a pipe near a leak point and a steam collecting part in a severe accident at a break of a steam generator heat transfer pipe.
FIG. 12 is a diagram showing an elastic strain distribution and a Von-mises stress distribution in a vapor collecting portion during a severe accident at a break of a steam generator heat pipe.
13 is a view showing a graph showing the hydrodynamic characteristics of a leaked material in the event of a major accident in the rupture of a steam generator heat pipe.
FIG. 14 is a diagram showing, in color, the stress received at an internal treatment pipeline part after steam is introduced into the system for preventing diffusion of radioactive materials through a vapor collecting unit.
15 is a view showing an embodiment of a centrifugal separator.
16 is a graph showing a comparison of the performance of the centrifugal separator
FIG. 17 is a flow chart illustrating a method of controlling the vapor capture of the radioactive material diffusion prevention system to prevent the diffusion of the radioactive material.
Fig. 18 is a flow chart of a processing procedure for trapped vapor as an embodiment.
19 is a graph analyzing the possible leakage of radioactive material time.

이하 첨부된 도면을 참조로 본 발명의 바람직한 실시예를 상세히 설명하기로 한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다. 따라서, 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.Hereinafter, exemplary embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. Prior to this, terms or words used in the specification and claims should not be construed as being limited to their usual or dictionary meanings, and the inventors appropriately explain the concept of terms in order to explain their own invention in the best way. Based on the principle that it can be defined, it should be interpreted as a meaning and concept consistent with the technical idea of the present invention. Accordingly, the embodiments described in the present specification and the configurations shown in the drawings are only the most preferred embodiment of the present invention, and do not represent all the technical spirit of the present invention, and thus various alternatives that can be substituted for them at the time of application It should be understood that there may be equivalents and variations.

도 1은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200)을 개략적으로 나타낸 모식도이다.1 is a schematic diagram schematically showing a radioactive material diffusion prevention system 200 for responding to a serious accident in the rupture of a steam generator heat pipe according to the present invention.

원자력발전소의 격납건물(100)의 원자로(110)와 연결된 증기발생기(steam generator)(120)에서, 중대사고에 의한 증기발생기 전열관 파단(steam generator tube rupture, SGTR) SGTR 사고시 증기(10)가 환경으로 누출되는 경로는 한정되어 있다. 즉, MSSV(main steam safety valve) 또는 PORV(pilot-operated relief valve) 등의 밸브로부터 나와 파이프라인 구조를 통해 정해진 경로로 주변 환경으로 유출된다.In the steam generator 120 connected to the reactor 110 of the containment building 100 of the nuclear power plant, the steam generator tube rupture (SGTR) due to a serious accident. The leak path is limited. That is, it comes out of a valve such as a main steam safety valve (MSSV) or a pilot-operated relief valve (PORV), and flows out to the surrounding environment through a pipeline structure through a predetermined path.

그러나 그와 같은 유출부위에 포집장치를 폐쇄형(closed type)으로 밀착시켜 유출되는 증기(10)를 포집하는 것은 매우 큰 어려움이 있다. 그 이유는, SGTR 사고 발생시에는 초반에 방사성물질이 실질적으로 없음에도 불구하고 매우 많은 양의 고온 증기가 고압으로 인해 고속으로 새어나옴으로 인해 이 모든 양을 발전소 격납건물 외부에서 포집처리한다는 것은 물리적으로 거의 불가능하다고 볼 수 있으며, 또한 해당 방안은 격납건물의 압력을 높여 안전성을 훼손시키기 때문이다. 한편으로는 중대사고가 아닌 일반적인 사고로 인한 SGTR 사고의 경우에는 방사성 물질이 포함되지 않은 증기가 나오기 때문에, 지금까지는 해당 구조를 통해 나오는 물질들을 포집하려는 시도가 거의 이루어지지 않았다.However, it is very difficult to collect the discharged vapor 10 by closely contacting the collecting device to such an outlet in a closed type. The reason is that in the event of an SGTR accident, despite the fact that there is virtually no radioactive material at the beginning, a very large amount of high-temperature steam leaks out at high speed due to high pressure, so it is physically impossible to collect and process all this amount from outside the containment building of the power plant. It can be seen that it is almost impossible, and this is because the measure increases the pressure of the containment building, thereby impairing safety. On the one hand, in the case of an SGTR accident caused by a general accident rather than a major accident, since vapor that does not contain radioactive materials is released, little attempts have been made to capture the substances released through the structure.

그러나 본 발명에서는 비록 중대사고로 인한 SGTR 사고의 발생 확률은 희박하더라도, 그러한 중대사고로 인한 SGTR 사고의 경우에는 일반적 SGTR 사고보다 사고의 영향이 훨씬 크며, 격납건물 파손사고보다도 더욱 더 많은 방사성 물질이 누출될 수 있기에 이를 포집 처리하기 위한 방안을 제시한다.However, in the present invention, although the probability of occurrence of an SGTR accident due to a serious accident is rare, in the case of an SGTR accident caused by such a serious accident, the impact of the accident is much greater than that of a general SGTR accident, and more radioactive materials are contained than the containment building damage accident. Since it may leak, we propose a method for collecting and treating it.

도 1의 방사성물질 확산방지 시스템(200)은 중대사고로 인한 SGTR 대응을 위한 장치로서, 증기 포집부(230)가 증기 유출부위에 밀착되지 않은 오픈형으로 구성되어 고온, 고압의 증기 유출시에도 대응할 수 있도록 설계되었다. 이와 같은 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제1, 제2, 제3 및 제4 실시예를 각각 도 2 내지 도 6을 참조하여 이하에서 설명하기로 한다.The radioactive material diffusion prevention system 200 of FIG. 1 is a device for responding to SGTR due to a serious accident, and the vapor collecting unit 230 is configured in an open type that is not in close contact with the vapor outlet, so it can respond to high temperature and high pressure vapor outflow. Designed to be The first, second, third and fourth embodiments of the configuration of the radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention will be described below with reference to FIGS. 2 to 6, respectively.

도 2는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제1 실시예를 도시한 도면이다.2 is a view showing a first embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for responding to a severe accident in the steam generator heat transfer pipe rupture according to the present invention.

증기발생기의 SGTR 사고 발생시 유출되는 증기(10)는, 방사성물질 확산방지 시스템(200)의 안전밸브 및 방사성물질 검출장치(220) 및 안전밸브 라인(210)을 통과하여 유출된다. 유출된 증기는 증기 포집부(230)를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200)에 포집된다. 본 발명의 경우는 증기 포집부(230)가 유출부위(210)에 밀착되어 있지 않고 떨어져 있는 오픈형 구조를 가진다. 이로써 후술하는 바와 같이 고온, 고압이지만 방사성물질은 포함되어 있지 않은 유출 증기에 대하여는 흡수되지 않고 환경으로 직접 퍼져나갈 수 있도록 한다.The steam 10 that is discharged when the SGTR accident of the steam generator occurs is discharged through the safety valve of the radioactive material diffusion prevention system 200, the radioactive material detection device 220, and the safety valve line 210. The leaked vapor is collected in the radioactive material diffusion prevention system 200 through the vapor collecting unit 230. In the case of the present invention, the vapor collecting unit 230 is not in close contact with the outlet portion 210 but has an open structure. Thus, as described later, the effluent vapor that is high temperature and high pressure but does not contain radioactive substances is not absorbed and can be spread directly into the environment.

제어부(미도시)는 도 2 내지 도 6의 각 실시예에서의 방사성물질 확산방지 시스템(200)의 동작을 제어하여 각 단계의 과정이 수행될 수 있도록 한다.The control unit (not shown) controls the operation of the radioactive material diffusion prevention system 200 in each of the embodiments of FIGS. 2 to 6 so that the process of each step can be performed.

제1 바이패스(by-pass) 밸브(240)는, 증기 포집부(230)를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기의 방향으로 조절한다. 즉, 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 연결된 내부 처리 파이프라인(260)으로 흐르게 하거나, 또는 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 유출 증기의 방향을 조절하는 것이다. 이것은 방사성물질 검출장치(220)에서 유출 증기의 방사성물질 포함 여부를 감지하여, 방사성물질이 포함되지 않은 경우에는 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절하고 방사성물질이 포함된 경우에는 유출 증기가 내부 처리 파이프라인(260)으로 흐르게 하도록 조절하게 된다. 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200)은, 이와 같이 제1 바이패스 밸브(240)를 제어하는 제어부(미도시)를 더 포함할 수 있다.The first by-pass valve 240 adjusts in the direction of the outflow steam that has been collected and entered through the vapor collecting unit 230. That is, the direction of the effluent vapor is adjusted to flow to the internal treatment pipeline 260 connected to the inside of the radioactive material diffusion prevention system 200 or to the external effluent pipeline 250 for direct discharge to the environment. This detects whether or not the effluent vapor contains radioactive substances in the radioactive substance detection device 220, and when the effluent vapor is not contained, the effluent vapor is controlled to flow to the external effluent pipeline 250, and if the radioactive substance is contained, The effluent vapor is regulated to flow into the internal treatment pipeline 260. The radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention may further include a control unit (not shown) for controlling the first bypass valve 240 as described above.

이 경우 제어부는, 미리 설정한 기준시간을 두어, 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다. 그 근거는 도 19에서 후술하는 바와 같이 그러한 기준시간 동안에는 방사성 물질이 거의 나오지 않는다는 것이 확인되었기 때문이다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)로 설정될 수 있다.In this case, the control unit may set a preset reference time, and control the outflow steam to flow to the external outflow pipeline 250 without detecting whether the radioactive material is contained during the reference period. The reason is that it was confirmed that almost no radioactive material appeared during such a reference time, as described later in FIG. 19. In FIG. 19, the reference time may be set as the first leakage reference point 61 and 71 at t=0, or may be set as the second emission reference time 62 and 72 at t=0.

방사성물질 검출 장치(220) 부근에는 전술한 바와 같은 주증기 안전밸브(main steam safety valve, MSSV)가 설치되어 있어, 이를 통하여 유출 증기가 유출되어 나오게 된다. 도 2에서는 방사성물질 검출 장치와 주증기 안전밸브(MSSV)를 모두 '220'으로 표기하였다.In the vicinity of the radioactive material detection device 220, a main steam safety valve (MSSV) as described above is installed, through which the effluent steam is discharged. In FIG. 2, both the radioactive material detection device and the main steam safety valve (MSSV) are indicated as '220'.

방사성물질 검출장치(220)에서 방사성물질이 검출되어, 유출 증기가 제1 바이패스 밸브(240)를 거쳐 내부 처리 파이프라인(260)으로 들어오게 되면, 도 2의 제1 실시예에서는 이를 증기 임시저장부(hold-up tank)(280)로 보낸다.When the radioactive material is detected by the radioactive material detection device 220 and the outflow steam enters the internal treatment pipeline 260 through the first bypass valve 240, the first embodiment of FIG. It is sent to the hold-up tank 280.

이 경우 제2 바이패스(by-pass) 라인(270)에 제2 바이패스 밸브(271)가 구비되고, 증기 임시저장부(280) 앞에는 증기 임시저장부 밸브(281)가 구비되어 각각 선택적으로 밸브 개폐가 이루어짐으로써 방사성 물질의 통과 경로를 조절하게 된다. 즉, 예를 들어 포집 후 첫 15~20분의 시간에, 포집되는 증기의 양이 많지 않을 경우에는 제2 바이패스 밸브(271)를 열어 증기를 그대로 실시간 유해물질 필터링장치(510)로 보내며, 실시간 유해물질 필터링장치(510)에서는 포집된 증기에서 방사성물질을 필터링 처리하게 된다.In this case, a second bypass valve 271 is provided in the second bypass line 270, and a vapor temporary storage valve 281 is provided in front of the temporary vapor storage unit 280, respectively, selectively By opening and closing the valve, the passage of the radioactive material is controlled. That is, for example, in the first 15 to 20 minutes after collection, if the amount of steam to be collected is not large, the second bypass valve 271 is opened to send the steam as it is to the hazardous substance filtering device 510 in real time, The real-time harmful substance filtering device 510 filters radioactive substances from the collected vapor.

그러나 만약 포집 후 첫 15~20분의 시간에, 포집되는 증기의 양이 많을 경우에는 증기 임시저장부 밸브(281)를 열어, 증기가 우선 증기 임시저장부(280)에서 냉각을 통해 증기의 부피를 줄이며 저장되도록 한다. 포집되는 증기의 양이 많은지의 여부는, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)의 처리 가능 권장량보다 더 많은지로 판단할 수 있다. 이 경우 증기 임시저장부(280)는 증기를 우선적으로 부피를 줄이고 저장한 후 서서히 내보내어, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 처리할 수 있는 양을 내보내게 된다.However, if the amount of steam to be collected is large in the first 15 to 20 minutes after collection, the steam temporary storage valve 281 is opened, and the steam is first cooled in the temporary steam storage unit 280 to reduce the volume of steam. And save it. Whether the amount of collected vapor is large may be determined by whether it is greater than the recommended amount for processing by the real-time harmful substance filtering device 510. In this case, the temporary vapor storage unit 280 reduces the volume of the vapor first, stores it, and then gradually discharges the vapor, thereby emitting an amount that can be processed by the real-time harmful substance filtering device 510.

도 3은 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제2 실시예를 도시한 도면이고, 도 4는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제3 실시예를 도시한 도면이다.3 is a view showing a second embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat transfer pipe according to the present invention, and FIG. 4 is a view showing a second embodiment of the configuration of a serious accident of breaking a steam generator heat transfer pipe according to the present invention A diagram showing a third embodiment of the configuration of the radioactive material diffusion prevention system 200 for.

제2 실시예의 제1 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기가 증기 임시저장부(280)를 거치지 않고, 또한 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 아닌, 격납건물 여과배기계통(FCVS, filtered containment venting system)으로 전달된다는 것이다. 격납건물 여과배기계통(FCVS)은, 원자로건물 내의 급격한 압력증가 시 내부 기체를 정화해 대기로 방출하는 설비이다.The difference from the first embodiment of the second embodiment is that the steam that has entered through the internal treatment pipeline 260 does not pass through the temporary steam storage unit 280, and is not a real-time harmful substance filtering device 510, but a containment building. It is delivered to a filtered containment venting system (FCVS). The containment building filtration system (FCVS) is a facility that purifies the internal gas and releases it to the atmosphere when the pressure in the nuclear reactor increases rapidly.

또한 제3 실시예의 제1 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 일단 전달함으로써 최악의 경우 증기 환경 유출 사고의 진행상황을 늦춰 사고완화시간을 늘리기 위한 것이다.In addition, the difference from the first embodiment of the third embodiment is that the steam entering through the internal treatment pipeline 260 is once delivered to the nuclear power plant containment building 100, thereby delaying the progress of the steam environment leakage accident in the worst case to alleviate the accident. It is to increase the time.

도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템(200) 구성의 제4 실시예를 도시한 도면이고, 도 6은 도 5의 제4 실시예에서 포집된 증기의 처리장치(300)의 구성을 도시한 도면이다.5 is a view showing a fourth embodiment of the configuration of a radioactive material diffusion prevention system 200 for responding to a serious accident of a steam generator heat pipe breaking according to the present invention, and FIG. 6 is a steam collected in the fourth embodiment of FIG. It is a diagram showing the configuration of the processing apparatus 300 of.

제4 실시예의 제3 실시예와의 차이점은, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 전달하지 않고, 별도의 포집 증기 처리장치(300)로 전달하는 것이다. 도 6을 참조하여 포집 증기 처리장치(300)의 구성 및 동작을 설명하면 이하와 같다.The difference between the fourth embodiment and the third embodiment is that the steam that has entered through the internal treatment pipeline 260 is not transferred to the nuclear power plant containment building 100 but is transferred to a separate collection steam treatment device 300. The configuration and operation of the collecting steam treatment apparatus 300 will be described with reference to FIG. 6 as follows.

도 1 내지 도 2를 참조하여 전술한 바와 같이, 증기 유출 직후 초반 일정시간은 방사성물질이 거의 포함되지 않은 고온, 고압의 증기로서, 방사성물질이 있는지를 감지하여 없는 경우 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출하거나, 또는 도 19에 나타난 '기준시간' 동안에는 방사성물질이 거의 없다는 것이 확인되었으므로 이 시간 동안에는 방사성물질을 감지하지 않고 그대로 유출 증기를 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출한 후, 기준시간 이후부터는 방사성물질이 있는지를 감지하여 없는 경우 외부 유출 파이프라인(250)을 통해 외부로 그대로 방출하고, 방사성물질이 있는 경우 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집하여 처리를 수행하는 방식으로 포집 처리를 수행할 수 있다.As described above with reference to FIGS. 1 to 2, the first predetermined time immediately after the outflow of the steam is a high-temperature, high-pressure steam that contains almost no radioactive material, and when there is no radioactive material, the external outflow pipeline 250 As it was confirmed that there was almost no radioactive material during the'reference time' shown in FIG. 19, or during the'reference time' shown in FIG. 19, no radioactive material is detected and the outflow steam is sent to the outside through the external outflow pipeline 250 as it is. After discharging as it is, it detects whether there is radioactive material after the reference time, and if there is no radioactive material, it is discharged as it is through the external outflow pipeline 250, and if radioactive material is present, it is collected and processed through the internal treatment pipeline 260 It is possible to perform the collection process in a way that performs.

즉, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기는 유출 직후 만큼의 고온, 고압은 아니며, 어느 정도 낮춰진 압력과 온도를 가지게 된다. 그러나 그런 중에서도 증기가 일정 기준 이상 고압인 경우가 있고 그러한 기준 미만의 압력을 보이는 경우가 있는데 이에 따라 이하와 같이 다른 처리를 하게 된다. 이러한 증기의 고압 여부를 판단할 때 증기의 유출 압력으로 판단할 수도 있고, 유출되고 있는 증기의 유동 속도로 판단할 수 있으나, 결국은 증기의 유출이 고압일수록 고속의 유동속도를 보이게 되는 것이므로 어느 것을 측정하여 판단하여도 좋다.That is, the steam that has entered the trapped steam treatment apparatus 300 through the internal treatment pipeline 260 is not as high as that immediately after the outflow, but has a pressure and temperature lowered to some extent. However, among them, there are cases where the steam is at a high pressure above a certain standard, and there are cases where the pressure is less than that standard, and accordingly, other treatments are performed as follows. When determining whether or not the steam is at high pressure, it can be determined by the outflow pressure of the steam, or by the flow rate of the outflowing steam, but in the end, the higher the outflow of steam, the higher the flow rate. You may judge by measuring.

내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 고압의 유출인 경우, 즉, 초반의 초고압이면서 포집되는 양이 많을 경우에는, 실시간 필터링 시스템의 권장량보다 더 많을 수 있어, 고압 플로우 밸브(302)를 열어, 고압 플로우 파이프(303)를 통해, 우선적으로 저장할 수 있는 장치, 즉 증기 임시저장부(304)로 증기를 유입한다. 이 경우에는 고압, 고속의 증기이기 때문에 증기 임시저장부(304)로 증기가 유입되도록 하기 위한 별도의 전력은 불필요하며, 따라서 이와 같은 고압 플로우 밸브(302) 및 고압 플로우 파이프(303)는 피동계통 라인으로 볼 수 있다.In the case that the steam entering the trapped steam treatment device 300 through the internal treatment pipeline 260 is a high-pressure outflow, that is, when the amount of steam collected at the beginning of the ultra-high pressure is large, it may be more than the recommended amount of the real-time filtering system. , The high-pressure flow valve 302 is opened, and the steam is introduced into the device capable of preferentially storing, that is, the steam temporary storage unit 304 through the high-pressure flow pipe 303. In this case, since it is a high-pressure and high-speed steam, separate power for allowing steam to flow into the steam temporary storage unit 304 is unnecessary. Therefore, the high-pressure flow valve 302 and the high-pressure flow pipe 303 are driven systems. It can be seen as a line.

도 8(a)를 참조하면, 방사성 물질이 유출되기 시작한 후 15~20분 이내로 포집되는 증기의 양이 줄기 때문에, 증기 임시저장부(304)는 첫 15~20분, 또는 길어도 한시간 정도의 유출되는 증기량만 버틸수 있으면 되는 것으로 판단할 수 있다. 이러한 증기 임시저장부(304)는 유출된 증기를 우선적으로 저장하면서, 증기 임시저장부 유출 파이프(305)를 통하여 시간당 일정량씩 원심분리장치(309)로 유출하여 내보내게 된다.Referring to FIG. 8(a), since the amount of vapor collected within 15 to 20 minutes after the start of the outflow of radioactive materials is reduced, the temporary vapor storage unit 304 is discharged for the first 15 to 20 minutes, or even an hour or so. It can be judged that it is only necessary to be able to withstand the amount of steam that is produced. The temporary steam storage unit 304, while preferentially storing the discharged steam, is discharged to the centrifugal separator 309 by a predetermined amount per hour through the steam temporary storage outlet pipe 305.

이후, 시간이 지나고 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 저압의 유출이 진행되고 있는 경우, 즉, 포집되는 양이 적을 경우에는, 증기 임시저장부(304)를 거치지 않고, 저압 플로우 밸브(306)를 열어, 저압 플로우 파이프(307)를 통하여 고저압 플로우 합류부(308)를 통과한 후 원심분리장치(309)로 직접 내보낼 수 있다. 이 경우, 증기의 압력이 일정 수준 이상 낮을 경우에는 증기가 저압 플로우 밸브(306) 쪽으로 역류하는 현상이 발생할 수도 있는데, 이러한 현상을 막기 위해 원심분리장치(309)로 증기를 유입시키기 위해 전력이 필요하다. 즉, 저압 플로우 밸브(306) 및 저압 플로우 파이프(307)는 능동계통 라인으로 볼 수 있다.Thereafter, when time elapses and the steam that has entered the collection steam treatment apparatus 300 through the internal treatment pipeline 260 is flowing out of low pressure, that is, when the amount to be collected is small, the temporary storage unit 304 Without passing through ), the low pressure flow valve 306 may be opened, passing through the high and low pressure flow confluence unit 308 through the low pressure flow pipe 307, and then directly exported to the centrifugal separator 309. In this case, when the pressure of the steam is lower than a certain level, a phenomenon in which the steam flows back toward the low pressure flow valve 306 may occur.In order to prevent this phenomenon, power is required to introduce the steam to the centrifugal separator 309 Do. That is, the low pressure flow valve 306 and the low pressure flow pipe 307 can be viewed as active system lines.

원심분리장치(309)는 일 실시예로서 사이클론 분리기(cyclone separator)를 사용할 수 있다. 이러한 원심분리장치(309)는, 2~3㎛ 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 또한 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 역할을 수행한다.Centrifugal separator 309 may use a cyclone separator (cyclone separator) as an embodiment. This centrifugal separator 309 efficiently filters particles of 2 to 3 μm or larger, and also serves to reduce high kinetic energy of harmful substances that flow out at high pressure.

폐기물 저장부(310)는 원심분리장치(309)에서 원심분리 후 여과된, 비교적 큰 입자를 폐기물로서 저장한다.The waste storage unit 310 stores relatively large particles, which are filtered after centrifugation in the centrifugal separator 309, as waste.

원심분리장치(309)에서 분리된 작은 입자들은, 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치(311)로 보내지는데, 풀 스크러빙 장치(311)에서는, 원심분리장치(309)에서 여과가 안 된 2~3㎛ 이하의 입자들과 유해 가스들을 2차적으로 여과하고, 또한 온도를 추가적으로 낮춰주는 기능을 수행한다.The small particles separated by the centrifugal separator 309 are sent to a pool scrubbing device 311, but in the full scrubbing device 311, 2 to 3 μm that is not filtered by the centrifugal separator 309 It performs a function of secondaryly filtering the following particles and harmful gases and further lowering the temperature.

미세입자 필터링부(312)는, 풀 스크러빙 장치(311)에서도 여과가 안 된 나머지 입자들과 유해 가스들을 3차적으로 여과하는 기능을 수행한다.The fine particle filtering unit 312 performs a function of thirdly filtering the remaining particles and harmful gases that have not been filtered even in the full scrubbing device 311.

가스 필터링부(313)는 요오드 등과 같이 가스이면서 미세입자 필터링부(312)에서도 여과가 안 되는 유해가스들을 최종적으로 여과하는 기능을 수행한다.The gas filtering unit 313 performs a function of finally filtering harmful gases that are gases such as iodine and cannot be filtered even by the fine particle filtering unit 312.

도 7은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 시간 경과에 따른 누출 특성 그래프를 도시한 도면이고, 도 8은 도 7에서 방사성물질이 유출되는 B부분과 그 이후에 대해서 누출 증기의 압력에 따른 속도가 급격히 변경되는 구간을 확대하여 도시한 도면이다.FIG. 7 is a diagram showing a graph of leakage characteristics over time during a severe accident of a breakage of a steam generator heat pipe, and FIG. 8 is a diagram showing a rapid change in speed according to the pressure of the leaking vapor for part B where radioactive materials are discharged in FIG. 7 and thereafter. It is a view showing an enlarged section.

도 7은 원전용 주증기 안전밸브(MSSV, main steam safety valve, 도 2의 220 참조)를 통해 환경으로 내보내게 되는 주증기의 양을 kg/s로 나타낸 것이다. 핵분열 생성물의 양은 주증기의 양에 비해 매우 적다. t=0에서 발전소 전원상실 중대사고 (AC 와 DC 전부 상실)가 발생한 경우이다.7 shows the amount of main steam to be discharged to the environment through the main steam safety valve (MSSV, see 220 in FIG. 2) for nuclear power plants in kg/s. The amount of fission products is very small compared to the amount of main vapor. This is the case where a major power loss accident (both AC and DC loss) occurs at t=0.

그래프의 시간 구간 중, “A”부분은 매우 많은 양의 증기가 밖으로 나오는 경우이며, 고압으로 인해 초음속으로 나올수도 있으나 방사성 물질은 나오지 않는다. 해당 사고시 증기 유출 경로는 이미 결정되어 있으나, 현재까지는 “A”부분의 고온-고압의 문제로 인하여 해당 환경유출사고에 대응할 상용화된 기술은 없는 실정이다.In the time section of the graph, “A” is when a very large amount of steam comes out, and it may come out at supersonic speed due to high pressure, but no radioactive material comes out. In the event of the accident, the route of vapor outflow has already been determined, but until now, there is no commercially available technology to respond to the environmental spill accident due to the high-temperature-high pressure problem of part “A”.

“B”부분도 많은 양의 증기가 밖으로 나오지만, “A”에 비하여는 상대적으로 매우 적은 양이 유출된다. “B”부분에서 돌출된 그래프 부분(50)은 증기발생기 튜브가 깨진 지점으로써, 이때 방사성물질이 나오기 시작하는 지점이다. 이를 확대하여 도시한 것이 도 8의 그래프이다. 이와 같이 방사성물질이 나오면서 상대적으로 “A”에 비하여 적은 증기가 유출되는 “B”부분의 포집은 가능하며, 이에 따라 “B”부분과 그 이후의 환경유출물질을 포집함으로써 추후 처리해야 할 오염된 물질들의 양을 획기적으로 줄이도록 하는 것이 본 발명의 기술적 사상 중 하나이다.A large amount of steam comes out of the “B” part as well, but a relatively very small amount is discharged compared to the “A”. The graph part 50 protruding from the “B” part is the point where the steam generator tube is broken, and at this time, the radioactive material starts to come out. The enlarged view is the graph of FIG. 8. In this way, it is possible to capture the “B” part, where relatively less vapor than the “A” is released as radioactive materials are released. Accordingly, by collecting the “B” part and subsequent environmental effluent substances One of the technical ideas of the present invention is to drastically reduce the amount of substances.

도 9는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기발생기(steam generator) 내부의 개스 온도 특성 그래프를 도시한 도면이다.9 is a view showing a gas temperature characteristic graph inside the steam generator in case of a serious accident in the rupture of the steam generator heat pipe.

해당 온도는 주증기 안전밸브(MSSV)를 통해 나올수 있는 주증기의 최대 온도이나, 환경으로 유출되기 전 파이프나 다른 구조물을 통해 밖으로 나오면서 온도가 급격히 식게 된다. 환경으로 유출되기 전 어느 정도로 온도가 식을지를 알기 위해 위 데이터를 이용해 누출시의 유체역학적 유동분석 (CFD)을 할 수 있다.The temperature is the maximum temperature of the main steam that can come out through the main steam safety valve (MSSV), but it cools down rapidly as it comes out through a pipe or other structure before it leaks into the environment. Hydrodynamic flow analysis (CFD) at the time of a leak can be performed using the above data to determine how much temperature will cool before spilling into the environment.

도 10은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프와 증기 포집부의 일 실시예로서의 구조를 도시한 도면이고, 도 11은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 지점 부근 파이프 및 증기 포집부(230)에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력과 속도를 나타내는 도면이며, 도 12는 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 증기 포집부(230)에서의 탄성 변형(elastic strain) 분포 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress) 분포를 나타내는 도면이고, 도 13은 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 누출 특성을 나타내는 그래프를 도시한 도면이다.FIG. 10 is a view showing the structure of a pipe near a leak point and a steam collecting part in a major accident when a steam generator heat transfer pipe is broken, and FIG. 11 is a specific point in time at a pipe and a vapor collecting part 230 near the leak point when a steam generator heat pipe is broken and a serious accident It is a diagram showing the total pressure and velocity of steam in, and FIG. 12 is a diagram showing the distribution of elastic strain and Von-mises stress in the steam collecting unit 230 in the event of a major accident in the rupture of the steam generator heat pipe. FIG. 13 is a diagram showing a graph showing leakage characteristics when a steam generator heat transfer tube is broken and a major accident occurs.

도 10에는 방사성물질 확산방지 시스템(200)에서, 유출 증기가 통과하는 주증기 안전밸브(MSSV)(220), 내부 처리 파이프라인(260) 및, 증기 포집부(230)를 확대하여 도시한 것이다. 도 11에서 (a)는 SGTR 중대사고시 파이프 및 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 총 압력을 나타내는 도면이며, (b)는 파이프 및 증기 포집부에서 특정 시점에 있어서의 증기의 속도를 나타내는 도면이다. 도 11(a),(b)에서 우측의 도면은 좌측의 부분(91,92)를 각각 확대한 도면이다.FIG. 10 shows an enlarged view of the main steam safety valve (MSSV) 220, the internal treatment pipeline 260, and the vapor collecting unit 230 through which the effluent vapor passes in the radioactive material diffusion prevention system 200. . In FIG. 11, (a) is a diagram showing the total pressure of steam at a specific time point in the pipe and the collecting unit during a SGTR accident, and (b) is a diagram showing the velocity of the steam at a specific time point in the pipe and the steam collecting unit. to be. In Figs. 11(a) and (b), the diagram on the right is an enlarged view of the left portions 91 and 92, respectively.

도 13의 그래프로부터, 유체역학적 분석 및 구조분석을 완료하였을 때, 방사성물질이 나오지 않는 "A" 구간을 제외할 경우, 방사성물질이 포함되어 나올 수 있는 "B" 구간의 증기는 충분히 포집할 수 있다는 것을 알 수 있다.From the graph of FIG. 13, when the hydrodynamic analysis and structural analysis are completed, when the section "A" in which radioactive materials are not emitted is excluded, the vapor in the section "B" that can contain radioactive materials can be sufficiently collected. You can see that there is.

또한 CFD 해석을 통한 증기 포집부(230) 내부표면의 압력을 적용하여 구조해석을 수행한 결과인 도 12를 참조하면, 신뢰성 평가에서 이와 같은 증기 포집부(230)가 받는 탄성 변형(elastic strain)(도 12(a)) 및 폰 미세스 응력(Von-mises stress)(도 12(b))는 전혀 문제가 없을 정도라는 것을 확인할 수 있다.In addition, referring to FIG. 12, which is a result of structural analysis by applying the pressure of the inner surface of the vapor collecting unit 230 through CFD analysis, the elastic strain that the vapor collecting unit 230 receives in the reliability evaluation. It can be seen that (Fig. 12(a)) and Von-mises stress (Fig. 12(b)) have no problem at all.

도 14는 증기 포집부(230)를 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 증기(10)가 유입된 후 내부 처리 파이프라인(260) 부위에서 받는 응력(stress)을 색깔로 나타낸 도면이다.FIG. 14 is a diagram showing, in color, the stress received at the portion of the internal treatment pipeline 260 after the steam 10 flows into the system 200 for preventing the diffusion of radioactive materials through the vapor collecting unit 230.

도 14(a)에서 사각형 부분을 확대한 도면이 도 14(b)이다. 도 14(b)에 나타난 바와 같이 붉은색 부분이 유입되는 증기에 의한 응력을 크게 받는 부분인데, 도시된 바와 같이 전체적으로 그와 같이 응력을 크게 받는 부분은 매우 협소한 부분에 불과하며 해당 부분도 본 발명의 방사성물질 확산방지 시스템(200)이 증기에 의한 압력을 충분히 견딜 수 있음을 보여주고 있다.14(b) is an enlarged view of a square portion in FIG. 14(a). As shown in Fig. 14(b), the red part is a part that receives a great deal of stress by the incoming steam.As shown, the part receiving such a large stress as a whole is only a very narrow part, and the corresponding part is also seen. It is shown that the radioactive material diffusion prevention system 200 of the present invention can sufficiently withstand the pressure caused by steam.

도 15는 원심분리장치(309)의 실시예를 도시한 도면으로서, 원심분리장치를 하나의 단열형으로 연결할 경우와 여러 개의 병렬형으로 연결할 경우의 구성을 보여주며, 도 16은 원심분리장치(309)의 성능을 비교하여 나타낸 그래프이다.15 is a view showing an embodiment of the centrifugal separator 309, showing the configuration when the centrifugal separator is connected in a single adiabatic type and in a case where several parallel types are connected, and Figure 16 is a centrifugal separator ( 309) is a graph showing the comparison of the performance.

도 15(a)는 단일 사이클론 분리기(single cyclone separator), 도 15(b)는 다수개의 사이클론 분리기로 구성된 병렬 사이클론 분리기(parallel cyclone separator)를 나타내는 도면이다. 도 16을 참조하면, 병렬 사이클론 분리기가 더욱 작은 입자의 처리까지 가능하여, 2~3μm 이상의 입자를 분리시켜 처리하는데 높은 성능을 보이는 것으로 확인된다.FIG. 15(a) is a view showing a single cyclone separator, and FIG. 15(b) is a view showing a parallel cyclone separator composed of a plurality of cyclone separators. Referring to FIG. 16, it is confirmed that the parallel cyclone separator is capable of processing even smaller particles, and thus exhibits high performance in separating and processing particles of 2 to 3 μm or more.

도 17은 방사성물질 확산방지 시스템(200)이 방사성 물질 확산방지를 위해 증기 포집을 제어하는 방법을 수행하는 순서도를 도시한 도면으로서, 그러한 방법은 이미 도 1 내지 도 16을 참조하여 상세히 설명한 바 있으며, 도 17은 그 방법을 간략히 정리한 순서도이다.17 is a view showing a flow chart for performing a method of controlling the vapor collection to prevent the diffusion of radioactive material by the radioactive material diffusion prevention system 200, such a method has already been described in detail with reference to FIGS. , FIG. 17 is a flowchart briefly summarizing the method.

방사성물질 확산방지 시스템(200)은, 증기누출이 일어난 경우(S1710), 방사성물질이 증기에 포함되었는지 여부를 감지한다(S1730). 방사성물질이 감지되지 않은 경우(S1740), 유출 증기의 진행방향을 결정하는 제1 바이패스 밸브(240)를 조정하여 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)을 통하여 주위 환경으로 직접 방출되도록 한다(S1750).When the vapor leakage occurs (S1710), the radioactive material diffusion prevention system 200 detects whether or not the radioactive material is contained in the vapor (S1730). When no radioactive material is detected (S1740), the first bypass valve 240 for determining the direction of the effluent vapor is adjusted so that the effluent vapor is directly discharged to the surrounding environment through the external effluent pipeline 250 ( S1750).

방사성물질이 감지된 경우(S1740), 유출 증기의 진행방향을 결정하는 제1 바이패스 밸브(240)를 조정하여 유출 증기가 내부 처리 파이프라인(260)을 통하여 방사성물질 확산방지 시스템(200) 내부로 흘러 들어오도록 한다(S1760).When radioactive material is detected (S1740), the first bypass valve 240 that determines the direction of the effluent vapor is adjusted so that the effluent vapor passes through the internal treatment pipeline 260 to the inside of the radioactive material diffusion prevention system 200 Let it flow into (S1760).

이 경우 미리 설정한 기준시간을 두어, 기준시간 경과여부를 감지하여(S1720), 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다(S1760). 그 근거는 도 19에서 도시된 바와 같이 그러한 기준시간 동안에는 방사성 물질이 거의 나오지 않는다는 것이 확인되었기 때문이다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)로 설정될 수 있다. 즉, 기준시간이 경과된 경우에야 비로소 방사성물질이 증기에 포함되었는지 여부를 감지하여(S1730), 그에 따라 순서도에 나타난 다음 단계를 수행하는 것이다.In this case, by setting a preset reference time, whether or not the reference time has elapsed (S1720), it is possible to adjust so that the outflow steam flows to the external outflow pipeline 250 without detecting whether radioactive materials are included during the reference time. (S1760). The reason is that it was confirmed that almost no radioactive material appeared during such a reference time as shown in FIG. 19. In FIG. 19, the reference time may be set as the first leakage reference point 61 and 71 at t=0, or may be set as the second emission reference time 62 and 72 at t=0. That is, only when the reference time has elapsed, whether or not the radioactive material is contained in the vapor is detected (S1730), and accordingly, the next step shown in the flow chart is performed.

내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제1 실시예로서(도 2 참조), 유출 증기의 양을 판단하여(S1771) 증기의 양이 많지 않을 경우에는 제2 바이패스 밸브(271)를 열어 증기를 그대로 실시간 유해물질 필터링장치(510)로 보내며(S1772), 실시간 유해물질 필터링장치(510)에서는 포집된 증기에서 방사성물질을 필터링 처리하게 된다. 그러나 포집되는 증기의 양이 많을 경우에는 증기 임시저장부 밸브(281)를 열어, 증기가 우선 냉각겸용 증기 임시저장부(280)에 저장되도록 한다(S1773). 포집되는 증기의 양이 많은지의 여부는, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)의 처리 가능 권장량보다 더 많은지로 판단할 수 있다. 이 경우 증기 임시저장부(280)는 증기를 우선적으로 냉각을 통해 부피를 줄이며 저장한 후 서서히 내보내어, 실시간 유해물질 필터링 장치(510)가 처리할 수 있는 양을 내보내게 된다(S1774).The effluent steam flowing into the interior is determined by determining the amount of effluent steam (S1771) as a first embodiment (see Fig. 2), and when the amount of steam is not large, the second bypass valve 271 is opened and the steam is left as it is. It is sent to the real-time toxic substance filtering device 510 (S1772), and the real-time toxic substance filtering device 510 filters radioactive substances from the collected vapor. However, when the amount of steam to be collected is large, the steam temporary storage valve 281 is opened, so that the steam is first stored in the cooling steam temporary storage unit 280 (S1773). Whether the amount of collected vapor is large may be determined by whether it is greater than the recommended amount for processing by the real-time harmful substance filtering device 510. In this case, the temporary vapor storage unit 280 reduces the volume of the vapor through preferential cooling, stores it, and then gradually discharges the vapor, thereby emitting an amount that can be processed by the real-time harmful substance filtering device 510 (S1774).

내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제2 실시예로서(도 3 참조), 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 격납건물 여과배기계통(FCVS, filtered containment venting system)으로 전달되도록 한다(S1781). 격납건물 여과배기계통(FCVS)은, 원자로건물 내의 급격한 압력증가 시 내부 기체를 정화해 대기로 방출하는 설비이다.The effluent steam flowing into the interior is, as a second embodiment (refer to FIG. 3), so that the steam that has entered through the internal treatment pipeline 260 is delivered to a filtered containment venting system (FCVS) (S1781). ). The containment building filtration system (FCVS) is a facility that purifies the internal gas and releases it to the atmosphere when the pressure in the nuclear reactor increases rapidly.

내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제3 실시예로서(도 4 참조), 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 들어온 증기를 원전 격납건물(100)로 일단 전달할 수도 있다(S1791).As the effluent steam flowing into the inside, as a third embodiment (see FIG. 4 ), the steam that has entered through the internal treatment pipeline 260 may be once delivered to the nuclear power plant containment building 100 (S1791).

내부로 흘러들어온 유출 증기는, 제4 실시예로서(도 5 및 도 6 참조), 포집 증기 처리장치(300)에 의한 처리(S1800)가 수행될 수도 있는데 이에 대한 처리과정은 이하에서 도 18을 참조하여 설명하기로 한다.The effluent steam flowing into the interior may be processed (S1800) by the trapped steam treatment apparatus 300 as a fourth embodiment (see FIGS. 5 and 6), and the processing procedure for this is shown in FIG. 18 below. It will be described with reference.

도 18은 포집된 증기에 대한 일 실시예로서의 처리과정의 순서도이다.18 is a flow chart of a process of processing the collected vapor as an embodiment.

도 18의 과정은, 포집 증기 처리장치(300)가 처리하며, 이에 대하여는 도 6을 참조하여 이미 상세히 전술한 바 있으므로, 이하에서는 그러한 과정을 단계별로 간략히 정리하여 설명하기로 한다.The process of FIG. 18 is processed by the collecting steam treatment apparatus 300, and this has been previously described in detail with reference to FIG. 6, and thus such a process will be briefly summarized and described step by step.

전술한 바와 같이, 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기는 유출 직후 만큼의 고온, 고압은 아니며, 어느 정도 낮춰진 압력과 온도를 가지게 된다. 그러나 그런 중에서도 증기가 일정 기준 이상 고압인 경우가 있고 그러한 기준 미만의 압력을 보이는 경우가 있는데 이에 따라 이하와 같이 다른 처리를 하게 된다. 이러한 증기의 고압 여부를 판단할 때 증기의 유출 압력으로 판단할 수도 있고, 유출되고 있는 증기의 유동 속도로 판단할 수 있으나, 결국은 증기의 유출이 고압일수록 고속의 유동속도를 보이게 되는 것이므로 어느 것을 측정하여 판단하여도 좋다. 이하에서는 증기의 '유동 속도'를 기준으로 설명하기로 한다.As described above, the steam entering the trapped steam treatment apparatus 300 through the internal treatment pipeline 260 is not as high as that immediately after the outflow, but has a pressure and temperature lowered to some extent. However, among them, there are cases where the steam is at a high pressure above a certain standard, and there are cases where the pressure is less than that standard, and accordingly, other treatments are performed as follows. When determining whether or not the steam is at high pressure, it can be determined by the outflow pressure of the steam, or by the flow rate of the outflowing steam, but in the end, the higher the outflow of steam, the higher the flow rate. You may judge by measuring. Hereinafter, it will be described based on the'flow rate' of the steam.

내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기의 유동이 일정수준 이상인 경우(S1801), 고압 플로우 밸브(302)를 열어, 고압 플로우 파이프(303)를 통해 증기 임시저장부(304)로 증기를 유입한다(S1803). 이와 같은 고압 플로우 밸브(302) 및 고압 플로우 파이프(303)는 전력이 불필요한 피동계통 라인이다. 증기 임시저장부(304)는 유출된 증기를 우선적으로 저장하면서, 증기 임시저장부 유출 파이프(305)를 통하여 시간당 일정량씩 원심분리장치(309)로 유출하여 내보낸다(S1804).When the flow of steam that has entered the trapped steam treatment device 300 through the internal treatment pipeline 260 is above a certain level (S1801), the high pressure flow valve 302 is opened, and the steam is temporarily stored through the high pressure flow pipe 303 Steam is introduced into the unit 304 (S1803). The high-pressure flow valve 302 and the high-pressure flow pipe 303 are driven system lines that do not require power. The vapor temporary storage unit 304 preferentially stores the outflowed vapor, and discharges and discharges it to the centrifugal separator 309 by a predetermined amount per hour through the vapor temporary storage unit outflow pipe 305 (S1804).

이후, 시간이 지나고 내부 처리 파이프라인(260)을 통해 포집 증기 처리장치(300)로 들어온 증기가 일정수준보다 작은 속도의 유출이 진행되고 있는 경우(S1801), 즉, 포집되는 양이 적을 경우에는, 증기 임시저장부(304)를 거치지 않고, 저압 플로우 밸브(306)를 열어, 저압 플로우 파이프(307)를 통하여 고저압 플로우 합류부(308)를 통과한 후 원심분리장치(309)로 직접 내보낼 수 있다(S1802). 이 경우, 증기의 압력이 일정 수준 이상 낮아서 증기가 저압 플로우 밸브(306) 쪽으로 역류하는 현상이 발생하지 않도록 원심분리장치(309)로 증기를 유입시키기 위해 전력이 필요하므로, 저압 플로우 밸브(306) 및 저압 플로우 파이프(307)는 능동계통 라인이다.Thereafter, when time elapses and the steam that has entered the collection steam treatment apparatus 300 through the internal treatment pipeline 260 is flowing out at a rate less than a certain level (S1801), that is, when the amount to be collected is small , Without passing through the temporary steam storage unit 304, the low pressure flow valve 306 is opened, and the high and low pressure flow confluence unit 308 is passed through the low pressure flow pipe 307, and then directly exported to the centrifugal separator 309. Can be (S1802). In this case, since electric power is required to introduce steam into the centrifugal separator 309 so that the steam pressure does not flow back toward the low pressure flow valve 306 because the pressure of the steam is lower than a certain level, the low pressure flow valve 306 And the low pressure flow pipe 307 is an active system line.

원심분리장치(309)는, 2~3㎛ 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 또한 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 역할을 수행한다(S1805).The centrifugal separator 309 efficiently filters particles of 2 to 3 μm or larger, and also serves to reduce high kinetic energy of harmful substances flowing out at high pressure (S1805).

원심분리장치(309)에서 원심분리 후 여과된, 비교적 큰 입자는, 폐기물로서 폐기물 저장부(310)에 저장된다(S1809).The relatively large particles filtered after centrifugation in the centrifugal separator 309 are stored as waste in the waste storage unit 310 (S1809).

원심분리장치(309)에서 분리된 작은 입자들은, 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치(311)로 보내지는데, 풀 스크러빙 장치(311)에서는, 원심분리장치(309)에서 여과가 안 된 2~3㎛ 이하의 입자들과 유해 가스들을 2차적으로 여과하고, 또한 온도를 추가적으로 낮춰주는 기능을 수행한다(S1806).The small particles separated by the centrifugal separator 309 are sent to a pool scrubbing device 311, but in the full scrubbing device 311, 2 to 3 μm that is not filtered by the centrifugal separator 309 The following particles and harmful gases are secondarily filtered, and the temperature is additionally lowered (S1806).

미세입자 필터링부(312)는, 풀 스크러빙 장치(311)에서도 여과가 안 된 나머지 입자들과 유해 가스들을 3차적으로 여과하는 기능을 수행한다(S1807).The fine particle filtering unit 312 performs a function of thirdly filtering the remaining particles and harmful gases that have not been filtered even in the full scrubbing device 311 (S1807).

가스 필터링부(313)는 요오드 등과 같이 가스이면서 미세입자 필터링부(312)에서도 여과가 안 되는 유해가스들을 최종적으로 여과하는 기능을 수행한다(S1808).The gas filtering unit 313 performs a function of finally filtering harmful gases, such as iodine, which are gases that are not filtered even by the fine particle filtering unit 312 (S1808).

도 19는 방사성물질 유출가능 시간을 분석한 그래프이다.19 is a graph analyzing the possible leakage time of radioactive material.

증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출시, 앞서 전술한 바와 같이 유출 직후 일정시간에는 고온, 고압의 증기가 유출되나, 방사성물질은 거의 포함되어 있지 않다. 도 19에는 그러한 결과를 확인할 수 있는 그래프가 나타나 있다. 도 19(a)는 시간에 따른 CsI의 유출량, 도 19(b)는 시간에 따른 CsOH의 유출량을 보여준다.When steam is leaked due to a serious accident in the rupture of the steam generator heat transfer pipe, high temperature and high pressure steam is leaked out for a certain period of time immediately after the leak, as described above, but radioactive materials are hardly included. 19 is a graph showing such a result. 19(a) shows the amount of CsI outflow over time, and FIG. 19(b) shows the amount of outflow CsOH over time.

제1 유출기준시점(61,71)은, 최악의 SGTR 사고 시 핵분열 생성물(세슘, 요오드)이 노심에서 냉각재로 유출되기 시작하는 시간을 나타내며, 사고 후 최소 약 3시간 이후임을 알 수 있다. The first emission reference points 61 and 71 represent the time at which fission products (cesium, iodine) begin to flow from the core to the coolant during the worst SGTR accident, and it can be seen that it is at least about 3 hours after the accident.

제2 유출기준시점(62,72)은, 최악의 SGTR 사고 시 핵분열 생성물(세슘, 요오드)이 환경으로 유출되기 시작하는 시간을 나타내며, 사고 후 최소 약 3+α시간 이후임을 알 수 있다.The second discharge reference points 62 and 72 represent the time at which fission products (cesium, iodine) begin to leak into the environment during the worst SGTR accident, and it can be seen that it is at least about 3+α hours after the accident.

전술한 바와 같이, 방사성물질 확산방지 시스템(200)은 도 19에 근거하여 미리 설정한 기준시간을 두어, 그 기준시간 동안에는 방사성물질 포함 여부를 감지하지 않고, 유출 증기가 외부 유출 파이프라인(250)으로 흐르게 하도록 조절할 수 있다. 기준시간은, 도 19에서 t=0에서 제1 유출기준시점(61,71)으로 설정되거나, 또는 t=0에서 제2 유출기준시점(62,72)으로 설정될 수 있다. As described above, the radioactive material diffusion prevention system 200 sets a preset reference time based on FIG. 19, and does not detect whether the radioactive material is included during the reference time, and the outflow steam is discharged from the external outflow pipeline 250 Can be adjusted to flow. In FIG. 19, the reference time may be set as the first leakage reference points 61 and 71 at t=0, or may be set as the second emission reference points 62 and 72 at t=0.

10: 유출 증기
50: 증기발생기 전열관 파단 중대사고시 시간 경과에 따른 누출 특성 그래프에서 증기발생기 튜브가 깨진 지점의 그래프
100: 원자력발전소 격납 건물
110: 원자로
120: 증기발생기(steam generator)
200: 방사성물질 확산방지 시스템
210: 안전밸브 라인
220: 안전밸브 및 방사성물질 검출장치
230: 증기 포집부
240: 제1 바이패스(by-pass) 밸브
250: 외부 유출 파이프라인
260: 내부 처리 파이프라인
270: 제2 바이패스(by-pass) 라인
271: 제2 바이패스 밸브
280: 증기 임시저장부
281: 증기 임시저장부 밸브
300: 포집 증기 처리장치
301: 흡입부
302: 고압 플로우 밸브
303: 고압 플로우 파이프
304: 증기 임시저장부
305: 증기 임시저장부 유출 파이프
306: 저압 플로우 밸브
307: 저압 플로우 파이프
308: 고저압 플로우 합류부
309: 원심분리장치
310: 폐기물 저장부
311: 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치
312: 미세입자 필터링부
313: 가스 필터링부
510: 실시간 유해물질 필터링 장치
520: 격납건물 여과배기계통(FCVS, filtered containment venting system)10: effluent steam
50: The graph of the point where the steam generator tube is broken in the leakage characteristic graph over time in the event of a serious accident when the steam generator heat transfer tube is broken
100: nuclear power plant containment building
110: reactor
120: steam generator
200: radioactive material diffusion prevention system
210: safety valve line
220: safety valve and radioactive material detection device
230: vapor collection unit
240: first by-pass valve
250: external outflow pipeline
260: internal processing pipeline
270: second bypass (by-pass) line
271: second bypass valve
280: temporary storage of steam
281: steam temporary storage valve
300: collection steam treatment device
301: suction unit
302: high pressure flow valve
303: high pressure flow pipe
304: temporary storage of steam
305: steam temporary storage outlet pipe
306: low pressure flow valve
307: low pressure flow pipe
308: high and low pressure flow junction
309: centrifugal separator
310: waste storage
311: pool scrubbing device
312: fine particle filtering unit
313: gas filtering unit
510: Real-time harmful substance filtering device
520: Filtered containment venting system (FCVS)

Claims (13)

증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템으로서,
유출된 증기를 포집하고, 유출 부위와 밀착되지 않은 오픈형(open-type)의 증기 포집부;
유출된 증기를 환경으로 직접 배출하기 위한 외부 유출 파이프라인;
유출된 증기를 방사성물질 확산방지 시스템 내부로 유입하기 위한 내부 처리 파이프라인;
상기 증기 포집부를 통하여 포집되어 들어온 유출 증기를 상기 외부 유출 파이프라인 및 상기 내부 처리 파이프라인 중 어느 한 방향으로 흐르게 하기 위한 제1 바이패스(by-pass) 밸브;
포집된 증기를 처리하는 포집 증기 처리장치; 및
증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템의 상기 각 구성요소를 제어하여 방사성물질 확산방지를 위한 일련의 처리를 수행하는 제어부
를 포함하고,
상기 포집 증기 처리장치는,
유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 열리는 고압 플로우 밸브;
상기 고압의 증기가 흐르는 고압 플로우 파이프;
상기 고압 플로우 파이프를 통해 들어온 증기를 저장하는 증기 임시저장부;
상기 증기 임시저장부로부터 시간당 일정량씩의 증기를 유출하는 증기 임시저장부 유출 파이프;
유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 열리는 저압 플로우 밸브; 및
상기 저압의 증기가 흐르는 저압 플로우 파이프
를 포함하는,
증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.
As a system for preventing the diffusion of radioactive substances to respond to serious accidents in the steam generator heat pipe break,
An open-type vapor collecting unit that collects the discharged vapor and does not come into close contact with the discharge site;
An external outlet pipeline for directly discharging the spilled steam into the environment;
An internal treatment pipeline for introducing the discharged vapor into the radioactive material diffusion prevention system;
A first by-pass valve for flowing the effluent vapor collected and received through the vapor collecting unit in one of the external discharge pipeline and the internal treatment pipeline;
A collection steam treatment device for processing the collected steam; And
A control unit that performs a series of treatments to prevent the diffusion of radioactive substances by controlling each of the components of the radioactive substance diffusion prevention system for responding to a serious accident at the break of the steam generator heat pipe
Including,
The collecting steam treatment device,
A high pressure flow valve that opens when the incoming steam is at a high pressure of a certain level or higher;
A high pressure flow pipe through which the high pressure steam flows;
A steam temporary storage unit for storing steam introduced through the high pressure flow pipe;
A steam temporary storage unit outlet pipe for discharging a certain amount of steam per hour from the temporary steam storage unit;
A low pressure flow valve that opens when the incoming steam has a low pressure less than a certain level; And
Low pressure flow pipe through which the low pressure steam flows
Containing,
A system to prevent the diffusion of radioactive substances to respond to serious accidents caused by the breakage of the steam generator heat pipe.
삭제delete 청구항 1에 있어서,
상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 유입하여, 이로부터 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 원심분리장치
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.The method according to claim 1,
Centrifugal separation to efficiently filter particles of a certain size or larger by introducing steam flowing out of the steam temporary storage unit or steam flowing out through the low pressure flow pipe, and reducing high kinetic energy of harmful substances discharged at high pressure Device
A system for preventing the diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 3에 있어서,
상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.The method of claim 3,
A pool scrubbing device that filters particles of a certain size or less that are not filtered in the centrifugal separator and lowers the temperature
A system for preventing the diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 4에 있어서,
풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 미세입자 필터링부
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.The method of claim 4,
Fine particle filtering unit that filters unfiltered particles in a full scrubbing device
A system for preventing the diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 4에 있어서,
풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 가스 필터링부
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 시스템.The method of claim 4,
Gas filtering unit that filters harmful gases that have not been filtered in a full scrubbing device
A system for preventing the diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법으로서,
(a) 증기발생기 전열관 파단 중대사고에 의한 증기 유출을 감지하는 단계;
(b) 유출된 증기에서 방사성물질 포함 여부를 감지하는 단계;
(c) 유출된 증기에서 방사성물질이 포함된 경우, 단계(d) 내지 단계(e)를 수행하고, 유출된 증기에서 방사성물질이 포함되지 않은 경우, 단계(f)를 수행하는 단계;
(d) 유출된 증기를 포집처리 장치로 유입하는 단계;
(e) 상기 포집처리 장치에서 유입한 증기를 처리하는 단계; 및
(f) 증기를 외부로 방출하는 단계
를 포함하고,
상기 단계(a) 및 단계(b) 사이에,
(a11) 증기 유출 후 기준시간이 경과했는지를 감지하여, 기준시간이 경과한 경우 상기 단계(b)로 진행하고, 기준시간이 경과하지 않은 경우 상기 단계(f)로 진행하는 단계
를 더 포함하는,
증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.
As a method for preventing the diffusion of radioactive materials for response to a serious accident of a steam generator heat pipe break,
(a) detecting steam leakage due to a serious accident of breaking the heat transfer pipe of the steam generator;
(b) detecting whether radioactive materials are contained in the spilled vapor;
(c) performing steps (d) to (e) when the outflowed steam contains radioactive materials, and performing step (f) when the outflowing steam does not contain radioactive materials;
(d) introducing the discharged steam into a collection treatment device;
(e) treating the steam introduced from the collection treatment device; And
(f) releasing the vapor to the outside
Including,
Between steps (a) and (b),
(a11) detecting whether or not the reference time has elapsed after vapor leakage, and if the reference time has elapsed, proceeds to step (b), and if the reference time has not elapsed, proceeds to step (f)
Further comprising,
A method of preventing the spread of radioactive materials to respond to a serious accident of a steam generator heat pipe break.
삭제delete 청구항 7에 있어서,
상기 단계(e)는,
(e11) 유입되는 증기가 일정수준 이상의 고압일 경우에 고압 플로우 밸브를 열어, 상기 고압의 증기가 고압 플로우 파이프를 통하여 증기 임시저장부에 유입되도록 하고, 유입되는 증기가 일정수준 미만의 저압일 경우에 저압 플로우 밸브를 열어, 상기 저압의 증기가 저압 플로우 파이프를 통하여 흘러가도록 제어하는 단계; 및
(e12) 상기 증기 임시저장부에서, 저장된 증기를 시간당 일정량씩의 유출시키는 단계
를 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.The method of claim 7,
The step (e),
(e11) When the incoming steam is at a high pressure above a certain level, the high pressure flow valve is opened so that the high pressure steam flows into the temporary steam storage unit through the high pressure flow pipe, and the incoming steam is at a low pressure below a certain level. Opening a low pressure flow valve to the control so that the low pressure steam flows through the low pressure flow pipe; And
(e12) in the temporary vapor storage unit, outflowing the stored vapor by a predetermined amount per hour
A method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, comprising: a. 청구항 9에 있어서,
(e13) 상기 증기 임시저장부에서 유출하는 증기 또는 상기 저압 플로우 파이프를 통해 흘러나온 증기를 원심분리장치가 유입하는 단계; 및
(e14) 원심분리장치가, 유입된 증기에서 일정 크기 이상의 입자들을 효율적으로 여과하며, 고압으로 유출되는 유해물질의 높은 운동에너지를 감소시키는 단계
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.The method of claim 9,
(e13) a step of a centrifugal separator introducing steam flowing out of the temporary steam storage unit or steam flowing out through the low pressure flow pipe; And
(e14) A step in which the centrifugal separator efficiently filters particles of a certain size or larger from the introduced steam, and reduces the high kinetic energy of harmful substances discharged at high pressure.
A method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 10에 있어서,
(e15) 풀 스크러빙(pool scrubbing) 장치가 상기 원심분리장치로부터 나온 증기를 유입하여, 상기 원심분리장치에서 여과가 되지 않은 일정 크기 이하의 입자들을 여과하고, 온도를 낮춰주는 기능을 수행하는 단계
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.The method of claim 10,
(e15) performing a function of a pool scrubbing device introducing steam from the centrifugal separator to filter particles of a certain size or less that have not been filtered by the centrifugal separator, and lowering the temperature
A method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 11에 있어서,
(e16) 미세입자 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 입자들을 여과하는 단계
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.The method of claim 11,
(e16) in the fine particle filtering unit, filtering unfiltered particles in a full scrubbing device
A method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises. 청구항 11에 있어서,
(e17) 가스 필터링부에서, 풀 스크러빙 장치에서 여과가 되지 않은 유해가스를 여과하는 단계
를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 증기발생기 전열관 파단 중대사고 대응을 위한 방사성물질 확산방지 방법.The method of claim 11,
(e17) In the gas filtering unit, filtering the harmful gas that has not been filtered in the full scrubbing device
A method for preventing the diffusion of radioactive materials for responding to a serious accident of breaking a steam generator heat pipe, characterized in that it further comprises.
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