KR102198445B1 - 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 가둠 시스템 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 원자력 산업, 즉 원자력 발전소(NPP)의 안전을 제공하는 시스템에 관한 것으로, 이는 원자료 용기 및 NPP 격납용기 고장을 초래하는 중대 사고시에 사용할 수 있다. 이 시스템은 원자로 용기 바닥 아래에 설치된 원추형상 안내판과; 안내판 아래에 설치되어 이를 지지하는 캔틸레버 거더와; 캔틸레버 거더 아래에 설치되고 동적, 열적 및 화학적 충격으로부터 외부 열교환 벽을 보호하기 위한 다층 용기 형태의 냉각 피복관을 구비하는 노심 캐쳐와; 다층 용기 내부의 용융 희석용 필러재를 포함하고, 상기 용기는 그들 사이에 배치된 비금속 필러 형태의 중간층을 갖는 외부 및 내부 금속층을 포함하고, 내부층과 외부층 사이에는 베어링 리브가 다음의 기준을 충족하는 방위각 피치 (spitch)로 설치된다: dext/15<spitch<dext/5, 여기서 dext/15는 용기의 외경이다. 본 발명의 기술적인 결과는 용융물로부터 열 제거 효율의 증가 및 구조적 신뢰성의 향상에 있다.
Description
본 발명은 원자력 산업, 즉 원자력 발전소(nuclear power plant, NPP)의 안전을 제공하는 시스템에 관한 것으로, 이는 원자로 용기 및 그의 격납용기 고장을 초래하는 중대 사고시에 사용할 수 있다.
노심 냉각 시스템의 많은 고장시에 발생하는 노심 용융 사고는 가장 높은 방사선 위험요소가 된다.
그러한 사고 중에, 노심 용융물인 코륨(corium)은 원자로 내부구조물과 그의 용기를 용융시키고, 원자로 용기 밖으로 흘러 나온 후, 자체 잔열로 인해 NPP 격납용기의 완전성에 영향을 줄 수 있으며, 방사성 생성물 도중의 최종 배리어가 주변환경으로 방출된다.
이를 방지하기 위해, 방출된 코륨은 이것이 완전히 결정화될 때까지 지속적으로 가두고 냉각해야 한다. 원자로의 중대 사고시에는 원자로의 노심 용융물(코륨) 냉각 및 가둠 시스템이 이러한 기능을 수행함으로써, 방사선 피폭으로부터 NPP 격납용기의 손상을 방지하고 주민과 환경을 보호한다.
본 발명의 배경기술에 따르면, 원자로 아래의 콘크리트 공동 내에 배치되고, 수냉각 용기와, 시멘트 모르타르에 의해 결합되고 강재 블록의 수평층에 놓이는 우라늄-담지 산화물 코륨 희석제를 지닌 펠릿을 포함하는 원자로 코륨 가둠 및 냉각장치가 있으며, 하부 블록의 바닥은 용기 바닥과 형상이 동일하고, 상기 블록은 상부에 중앙홀을 가지며, 블록을 서로, 그리고 용기에 부착시키는 조립체는 블록의 수직 절단 슬롯에 배치된다 (2014년 4월 27일자 러시아 특허 제 2514419 호 참조).
상기 유사장치는 다음과 같은 몇 가지 단점을 갖고 있다:
- 용기 바닥과 동일한 형상을 지닌 하부 블록의 바닥에는 중앙홀이 없는 반면, 상부 블록은 중앙홀을 갖고 있으며, 이는 용융 강과 지르코늄을 주로 함유하는 코륨의 첫번째 부분이 들어갈 때, 하부 블록에 희석제를 지닌 펠릿의 "재밍(jamming)"을 초래한다. 바닥의 기울기 각도가 10도 내지 20도인 점을 고려하면, 희석제를 지닌 "재밍된" 펠릿의 중량은 용기내 펠릿의 총 중량의 25 내지 35%를 차지한다. 우라늄과 지르코늄 산화물을 주로 함유하는 코륨의 다음 부분은 첫번째 부분 이후 1 시간 내지 3 시간 후에 나오며, 초기에 전달된 강이 하부 블록에서 응고되거나(따라서, 우라늄과 산화 지르코늄의 상호 작용을 방지함), 또는 하부 블록의 강 구조물과 파스너를 파괴하므로(다음에, 내부에 배치된 모든 펠릿이 코륨 상부에서 슬래그 캡으로부터 위로 부유하게 된다), 하부 블록에서 펠릿과의 열 화학 반응을 위한 조건을 제공할 수 없다;
- 우라늄 담지 산화물 코륨 희석제의 중량을 결정하는 공식은, 원자로에서 산화물층과 금속층의 두께 간의 상관 관계에 대한 부정확한 고려로 인해, 필요한 희석제 중량의 최소 한계를 정확하게 결정하지 못한다. 이 공식 하에서 하한은 펠릿이 하부 블록에서 재밍되는 경우 35%, 그리고 산화물층과 금속층의 반전이 시작되기 전에, 상부 블록에서 용융 강에 의해 펠릿이 차단되는 경우는 15% 이상 증가해야 한다. 따라서, 희석제의 중량을 계산하기 위한 하한은 계수 1.5를 곱해야 한다;
- 희석제 펠릿용 시멘트 결합제 중 잔류 수분의 최대 중량이 중량비로 8%를 초과하지 않으며, 이는 정확한 것으로 보이지 않는다. 실험("Investigation of conditions to provide bonding of sacrificial SFAO ceramic with colored mixture brick mortar". Technical information. Ministry of Science and Education of the Russian Federation, State Educational Institution of Higher Professional Training, St. Petersburg State Technological Institute (technical university), 2013, [1] 참조) 결과에 따르면, 설계 조작성(design operability)을 제공하는 펠릿의 효과적인 결합은 화학적으로 결합된 물의 중량 분율이 10%가 되어야 하는 것을 필요로 하며, 그렇지 않으면, 펠릿 세팅의 완전성과 그 조작성이 위태롭게 된다. 수소 방출을 줄이기 위해 시멘트 결합제 중 수분 함량을 감소시키는 것에 관한 논문은, 펠릿 세팅의 다공성 구조와 증기의 상호 작용에 대한 부정확한 고려로 인해, 정확하지 않다.
본 발명의 배경기술에 따르면, 그들 사이에 100mm 이상의 두께를 지닌 희생재(sacrificial material)와 화학적으로 유사한 과립형 세라믹 필러재를 갖는 내부벽 및 외부벽을 포함하는 코륨 가둠 및 냉각장치용으로 설계된 열교환기 용기의 벽 구조가 있다 (2010년12월 10일자 러시아 실용신안 특허 제 100326호 참조).
상기 용기 구조는 다음과 같은 단점을 갖고 있다:
- 과립형 세라믹 재료는 평균 0.5W/(mK) 미만의 열전도율을 갖는 효과적인 단열체이고, 용융 공정이 끝날 때까지 실제로 열이 용기 외부벽으로 전달되지 않기 때문에, 이 재료는 고-용융물에 의해 유발된 열 충격으로부터 열교환기 외부벽을 효과적으로 보호하지 못한다. 이는 노심 용융물에 의한 과립형 재료가 대류 세척되는 동안 열교환기의 파괴 리스크를 증가시킨다;
- 열교환기 내부벽이 파괴되는 경우, 과립형 세라믹 재료는 파괴 영역에 의해 결정된 배출 속도로 수직 벽간 공간에서 쏟아질 수 있기 때문에, 이 재료는 열교환기 용기 외부벽을 확실하게 화학적으로 보호하지 못하며, 그러한 과정은 필요한 화학적 및 열적 보호없이 벽간 공간을 비우고 외부벽을 남기므로, 열교환기의 파괴 리스크가 증가된다;
- 과립형 세라믹 재료(철 및 산화 알루미늄 함유)의 용융 중에, 열교환기의 외부벽과 내부벽 간의 갭의 폭이 크면(100m 이상), 열 유동의 상당한 재분배를 초래하며, 주요 열 유동은 열교환기 용기의 외부벽을 통해서가 아닌, 용융 미러(melt mirror)의 비보호 자유 표면을 통해서 지나므로, 열교환기의 평균 코륨 온도를 증가시키며, 따라서, 다음의 과정을 초래한다: 에어로졸 발생 증가, 비-응축 가스의 다량 방출, 열 방출 증가, 상부에 배치된 장비의 추가 가열 및 파괴, 결과적으로 냉각된 영역에서 흘러 나오는 코륨이 열교환기의 파괴를 초래한다.
이는 열교환기 외부벽과 강한 열전도성 연결이 없는 과립형 세라믹 되메움재(backfill)를 적용하는 것이 효과적이지 않은 이유이다.
본 발명의 목적은 유사한 발명의 결점을 제거하는 데 있다.
본 발명의 기술적인 결과는 용융물로부터의 증가된 열 제거 효율 및 향상된 구조적 신뢰성을 포함한다.
상기 기술적인 결과는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 가둠 시스템에 의해서 달성되며, 이 시스템은 원자로 용기 바닥 아래에 설치된 원추형상 안내판과; 상기 안내판 아래에 설치되어 이를 지지하는 캔틸레버 거더와; 상기 캔틸레버 거더 아래에 설치되고 동적, 열적 및 화학적 충격으로부터 외부 열교환 벽을 보호하기 위한 다층 용기 형태의 냉각 피복관을 구비하는 노심 캐쳐(core catcher)와; 다층 용기 내부의 용융 희석용 필러재를 포함하고, 상기 용기는 그들 사이에 배치된 비금속 필러 형태의 중간층을 갖는 외부 및 내부 금속층을 포함하고, 상기 내부층과 외부층 사이에는 베어링 리브가 방위각 피치 (spitch)로, 즉 다층 용기의 중심면에서 다음의 기준을 충족하는 원형 피치로 설치되고:
dext/15<spitch<dext/5, 여기서 dext/15는 용기의 외경이다.
상기 기술적인 결과는 다음과 같은 사실로 인해 본 발명의 특정 옵션에서 달성된다:
- 베어링 리브는 외부층에 견고하게 고정되고 내부층에는 고정되지 않으며;
- 베어링 리브는 외부층 및 내부층에 견고하게 고정되고;
- 베어링 리브는 반경방향 및 방위각 열 간극을 갖고 설치되고;
- 상부 원통부와 하부 원추부를 연결하는 용기의 바닥부는 상기 용기의 원추에서 원통부로의 원활한 유체역학적 전이를 보장하는 한편, 외부층의 열팽창에 관계없이 내부층의 열팽창을 보장하는 둥근(toroidal) 복합 3층 쉘을 포함하고;
- 용기는 외부층에 0.1-0.5mm 두께로 도포된 부식 방지층을 추가로 포함하며;
- 용기는 외부층에 도포되어 물로의 대류 열전달을 증가시키는 0.5-5mm 두께의 추가 층을 포함한다.
유사 시스템과 비교하여, 상기 시스템은 외부(외측) 및 내부 금속벽과 필러를 지닌 3층 피복관, 및 방위각 피치(Spitch)로, 즉 다층 용기의 중심면에서 다음의 기준을 충족하는 원형 피치로 설치되는 베어링 리브를 구비하는 노심 캐쳐를 포함한다: dext/15<spitch<dext/5
여기서 dext는 용기의 외경(m)이다.
특정 파라미터의 상관 관계는 3 내지 12m 사이에서 변화할 수 있는 용기의 외경에 따라 적절한 베어링 리브의 설치 피치를 제공하며, 큰 직경의 경우에는 몫이 작은 값을 선택하고, 작은 직경의 경우는 큰 값을 선택한다. 다시 말해서, 용기의 외경이 12m이면 15로 나눈 몫이 선택되고, 외경이 3m이면 5로 나눈 몫이 선택되며, 이 경우에는 방위각 평면(중심면)에서 리브의 배열 피치는 약 0.4 내지 0.8m가 된다.
도 1은 코륨 가둠 및 냉각 시스템을 나타내는 개략적인 설계도이다.
도 2는 코륨 캐쳐 다층 용기의 설계를 나타내는 도면이다.
도 2는 코륨 캐쳐 다층 용기의 설계를 나타내는 도면이다.
이하, 첨부도면을 참조하여 본 발명을 설명한다.
본 발명에 따르면, 열 보호물(6)을 갖는 캔틸레버 거더(5)에 의해 지지되는 원추형상 안내판(4)이 콘크리트 볼트(concrete vault)(3) 내에 배치된 원자로 용기(1)의 바닥(2) 아래에 설치된다.
캔틸레버 거더(5)의 아래에는, 그들 사이에 비금속 필러(12)가 채워진 외부 금속층(11) 및 내부 금속층(벽)(13)을 포함하는 다층 용기 형태의 냉각 피복관(용기)을 구비하는 노심 캐쳐(8)가 있다. 노심 캐쳐(8)의 내부에는, 코륨을 희석하도록 적용된 희생 필러(10)가 있다. 또한, 필러(10)는 코륨을 수용하기 위한 단이 지거나 테이퍼진, 또는 원통형의 섬프(sump)(14)를 구비한다.
게다가, 노심 캐쳐 용기(8)는 다층 용기 플랜지의 열 보호물(9)을 구비한다.
캔틸레버 거더(5)와 캐쳐(8) 간의 공간에는 작동 플로어(operating floor) (7)가 배치된다.
안내판(4)은 원자로 용기가 파괴되거나 캐쳐(8)내로 용융 관통된(melt-through) 후 코륨(노심 용융물)을 안내하도록 설계된다. 또한, 안내판(4)은 용기 내부구조물, 연료 조립체 및 원자로 용기 바닥의 큰 파편이 캐쳐 내로 떨어지는 것을 방지하고, 원자로 용기(1)로부터 코륨이 캐쳐(8)내로 들어가는 경우, 캔틸레버 거더(5) 및 그의 통신 라인을 보호한다. 또한, 안내판(4)은 노심 용융물과 직접 접촉하는 콘크리트 볼트(3)를 보호한다. 안내판(4)은 보강 리브에 의해서 노심 용융물을 흘려보내기 위한 섹션으로 나뉜다. 보강 리브는 바닥에 의해 안내판(4) 섹션의 구멍이 덮이는 것을 방지하고, 그의 파괴 또는 심한 소성 변형의 경우에, 용융물의 흘러내림을 차단하도록 용융물로 원자로 용기 바닥(2)을 억누른다. 안내판 원추의 표면 아래에는, 2개의 콘크리트 층, 즉 표면 바로 아래에 희생 콘크리트 층(철 및 산화 알루미늄계)과, 희생 콘크리트 아래의 열안정 내열 콘크리트 층(산화 알루미늄계)이 있다. 희생 콘크리트가 용융물 중에 희석됨에 따라, 차단(코륨이 하나 또는 여러 섹터에서 응고될 때)의 경우, 안내판 섹션에 투명 영역이 증가하여, 과열 및 보강 리브의 파괴, 즉 투명 영역의 완전 차단, 및 이어서 안내판의 파괴를 방지할 수 있다. 열안정 내열 콘크리트는 희생 콘크리트의 두께 감소시, 구조적인 강도를 제공한다. 이 콘크리트는 하층부 장비를 코륨 충격으로부터 보호하여, 후자가 용융되거나 안내판(4)이 파괴되는 것을 방지한다.
캔틸레버 거더(5)는 코륨에 의한 파괴로부터 캐쳐(8)뿐만 아니라, 전체 코륨 가둠 및 냉각 시스템의 내부 통신 라인을 보호하며, 통계적 및 동력학적 충격을 원자로 용기(3)에 고정된 캔틸레버 거더(5)에 전달하는 안내판(4)에 대한 지지체로서 역할을 한다. 또한, 캔틸레버 거더(5)는 리브의 지지력이 손상되어 단면이 파괴되는 경우 안내판(4)의 조작성을 보장한다.
캔틸레버 거더(5)는 다음을 포함한다:
- 계측 및 제어(instrumentation and control, I&C) 센서를 연결하는 커버 파이프;
- 외부 소스로부터 냉각수 공급원을 연결하는 코륨 분사 라인(분배 파이프라인을 지닌 헤더)으로, 냉각수는 분사 라인에 의해 공급되어 상부의 캔틸레버 거더로부터 코륨 상에 분사되는, 코륨 분사 라인;
- 코륨이 노심 캐쳐(8)에서 냉각될 때, 원자로 아래의 콘크리트 볼트(3)로부터 가압 영역으로 증기를 제거하는 증기 제거 라인으로, 콘크리트 볼트(3)내의 허용 압력을 초과하지 않고 포화 증기를 제거하는 증기 제거 라인; 및
- 정상 작동 중에 안내판(4)을 냉각하기 위해 공기를 공급하는 공기 공급 라인.
캐쳐(8)는 발전된 열교환면, 및 다량의 끓는 물로의 열전달에 의해 원자로 용기(1)가 용융 관통되거나 파괴되는 경우, 원자로 공동(3)에서 원자로 아래의 노심 용융물을 가두고 냉각시킨다. 캐쳐(8)는 매립부의 기초 위에서 원자로 공동(3)에 설치된다.
청구한 발명에 따르면, 캐쳐(8) 피복관은 다음을 포함하는 다층 용기이다:
- 외부 금속층(11): 벽과 바닥에 의해 형성된 외부 피복관;
- 비금속 필러(12) 층; 및
- 내부 금속층(13): 벽과 바닥에 의해 형성된 내부 피복관.
외부층(11)은 벽 두께가 10 내지 70 mm이고, 바닥 두께가 70 내지 120mm인 등급 22K, 20K 등의 스틸로 제조될 수 있다.
내부층(13)은 벽 두께가 15 내지 40 mm이고, 바닥 두께가 20 내지 40 mm인 등급 22K, 20K, 09G2S 등의 스틸로 제조될 수 있다.
필러(12) 층은 열전도성이 높거나 낮은 재료로 제조될 수 있다.
용융 온도가 300 내지 800℃인 재료는 고-열전도성 필러재, 바람직하게는 600℃를 초과하지 않는 최대 용융 온도 및 그에 따라 70-150 mm의 두께를 갖는 저-용융 콘크리트로서 사용할 수 있다.
용융 온도가 800℃를 초과하는 재료는 열전도성이 낮은 필러재, 특히 콘크리트 또는 세라믹 되메움재로서 사용할 수 있다.
베어링 리브(15)는 다음의 기준을 충족하는 방위각 피치(Spitch)로 내부층(13) 및 외부층(11)(도 3 참조) 사이에 설치된다.
dext/15<spitch<dext/5,
여기서 dext는 용기의 외경이다.
방위각 피치(Spitch)는 다층 용기의 중심면에서 원주의 외경 둘레의 피치(단면적), 즉 베어링 리브와 용기의 외부벽(외부층)의 교차점 간의 거리(도 3 참조)이다.
표시한 베어링 리브(15)는 외부층(11)에 견고하게 고정되고 내부층(12)에 고정될 수 있다.
특히, 베어링 리브는 22K 스틸로 제조될 수 있으며, 두께가 10-60 mm이고 방위각 배열 피치가 200-800 mm일 수 있다.
상부 원통부(16)와 하부 원추부(17)를 연결하는 용기의 바닥부(도 2)는 용기의 원추에서 원통부로의 원활한 유체역학적 전이를 보장하는 한편, 외부층의 열팽창에 관계없이 내부층의 열팽창을 보장하는 추가적인 둥근(toroidal) 복합 3층 쉘(18)을 포함한다.
캐쳐(8)의 다층 용기는 외부층 상에 도포된 0.1-0.5mm 두께의 추가 부식 방지층을 포함할 수 있으며,
또한, 용기는 외부층의 외부면에 도포된 물로의 대류 열전달을 증가시키는 0.5-5mm 두께의 추가 층을 포함할 수 있다.
캐쳐(8)의 다층 용기의 상부는 플랜지를 구비하며, 그의 내경 및 외경은 용기 내부벽 및 외부벽의 내경 및 외경과 일치한다.
필러(10)는 노심 캐쳐(8) 내에 코륨의 체적 분포를 제공한다. 이는 코륨의 산화 및 용해를 위해 체적 에너지 방출을 감소시키고, 에너지 방출 코륨과 다층 용기 외부층(11) 간의 열교환면을 증가시킴과 아울러, 스틸 층 위로 부유하도록 연료 함유 코륨 분획에 대한 조건을 생성하는 데 기여하게끔 설계된다. 필러(10)는 스틸 및 철, 알루미늄 및 산화 지르코늄을 함유하는 산화물 성분으로 제조될 수 있으며, 원통부뿐만 아니라, 바닥 원추 공동에도 코륨 분포를 위한 채널이 있다.
작동 플로어(7)는 캐쳐(8) 상부에 대한 열 보호를 제공하고, 아래의 요소에 대한 접근을 제공함으로써, 예정된 예방 정비 동안 원자로 용기(1)의 육안 검사를 실행할 수 있도록 하며:
- 누설 사고시에 수정 및 물 제거를 위한 필러(10);
- 누설 사고로부터 필러(10)를 보호하는 가압 조립체; 및
- 수리 또는 센서 교체를 위한 I & C 센서 파이프 말단 피팅.
청구한 시스템은 다음과 같이 작동한다:
용기(1)의 파괴시에, 정수압 및 과압에 영향을 받는 노심 용융물은 캔틸레버 거더(5)에 의해 지지되는 안내판(4)의 표면으로 이동하기 시작한다.
노심이 안내판(4)의 섹션을 통해 아래로 유동함에 따라, 용융물이 캐쳐(8)의 다층 용기 내부로 들어가서 필러(10)와 접촉한다.
비대칭 단면에서 코륨이 흘러 내리는 경우, 캔틸레버 거더(5)와 작동 플로어(7)의 열 보호물(6)이 용융되기 시작한다. 파괴되면서 열 보호물은 보호장치에 대한 코륨의 열 충격을 감소시킴과 아울러, 코륨 자체의 온도와 화학 반응을 감소시킨다.
먼저, 코륨이 섬프 (14)를 채운 다음, 필러(10)의 다른 강재 구성 성분이 용융됨에 따라, 필러(10)의 비금속 성분 간의 공간을 채운다. 필러(10)의 비금속 성분은, 필러(10) 성분이 보다 무거운 노심 용융물에 부유하는 것을 방지하는 구조물로 함께 소성(baking)되도록 하는 특수 시멘트와 서로 연결된다. 비금속 성분이 함께 소성됨에 따라, 필러(10)의 강재 파스너가 자체 강도를 잃는 경우, 경화(setting)로 인해 충분한 강도를 갖는다. 따라서, 승온 동안 필러(10)의 강재 성분의 강도 저하는, 소성 동안 경화되는 필러(10)의 비금속 성분의 강도 증가에 의해 보완된다. 필러(10)의 강재 성분이 용융 및 용해된 후, 필러(10)의 비금속 성분과 노심 용융 성분 간의 표면 상호 작용이 시작된다. 필러의 설계, 물리적 및 화학적 특성은 노심 용융물에서 필러의 최대 용해 효율을 제공하고, 코륨 온도의 증가를 방지하며, 에어졸 발생 및 용융 미러로부터의 방사 열전달을 감소시키고, 수소 및 다른 비응축 가스의 발생을 감소시키도록 선택된다. 필러 성분 중 하나는 지르코늄을 산화시키고, 노심 용융물과의 상호 작용 과정에서 우라늄 및 플루토늄 이산화물을 완전히 산화시킴으로써 그들의 금속 상(metal phase)을 방지하고 다른 코륨 성분의 완전한 산화를 보장하는 다양한 산화도를 갖는 산화제이며, 이는 수증기의 방사선 분해를 방지하고, 용융 미러면에 걸친 대기로부터의 산소 흡착을 차단할 수 있게 한다. 게다가, 이것은 수소 방출의 상당한 감소로 이어진다. 산화철은 이 과정에서 산소를 방출하며, 금속 철분까지 폭넓게 산소를 제거할 수 있다.
노심 용융물은 2단계에 걸쳐 필러(10)로 배출된다: 제 1단계에서, 주로 용융 강과, 원자로 용기(1)로부터의 산화물의 혼합물을 갖는 지르코늄이 필러(10)로 유동하고, 제 2단계에서, 필러로 유동하는 노심 용융물의 주요 성분은 금속의 혼합물을 갖는 액체 경질 용융 산화물(hard-melting oxide)이다. 이를 고려하여, 노심 용융물과 필러(10) 간에는 두 가지 상이한 유형의 상호 작용이 있다: 1) 노심 용융물로부터의 액체 금속 지르코늄이 용융 후에 부유하여 용융 금속층의 상부에 경철(light iron) 및 지르코늄 산화물의 층을 형성하는 비금속 필러 성분과의 경계 상호 작용 과정에서 산화됨에 따라, 노심 용융물의 금속 성분은 필러 성분과 상호 작용하여 이를 용융시키고; 2) 노심 용융물의 산화물 성분은 금속 구조물 및 비금속 필러 성분 모두와 상호작용하여 이들을 용융 및 분해시키는 한편, 노심 용융물에 포함된 지르코늄, 크롬 및 기타 일부 용융 금속은 비금속 필러 성분과 상호 작용하는 동안 산화된다. 이러한 복잡한 다단계 상호 작용은 용융 산화물 분획의 추가적인 산화 및 용융 금속 분획의 가장 활성인 성분의 산화를 비롯해, 제한된 체적에 가두어 안전하고 효율적인 장기간의 냉각을 수행할 수 있게 하는 미리 설정된 특성을 갖는 코륨의 발생을 초래한다.
코륨과 필러(10) 간의 상호 작용은 발생한 코륨 온도를 약 1.5내지 2 배 감소시키는 결과를 가져오는데, 이는 용융 미러로부터 캔틸레버 거더, 안내판 및 이 안내판 상부에 있는 원자로 용기 바닥으로의 방사 열 유동을 현저하게 감소시킬 수 있다. 용융 미러로부터의 방사 열 유동 및 에어로졸 발생을 보다 효과적으로 감소시키기 위해, 용융 미러로부터의 열 방출 하에 필러와 유체 코륨 용융물이 상호작용하는 동안, 특수 목적 콘크리트의 용융 중에 형성되는 천연 및 인공 슬래그 캡 모두를 사용된다. 슬래그 캡의 두께 및 수명은, 필러(10)로의 진입 및 노심 캐쳐(8)에서의 축적 동안, 최악의 경우 초기 코륨 가둠 기간에 상부에 배치된 장비에 대한 용융 미러 충격을 최소화하도록 선택된다. 노심 용융물이 캐쳐로 진입하는 시간은 최대 몇 시간까지 걸릴 수 있는 한편, 산화물 상(oxide phase)으로 진입하면, 유동이 상당히 불균일하고 상당한 변화 또는 일시적인 종료가 뒤따를 수 있다.
필러(10)와 노심 용융물의 화학 반응으로 코륨의 조성과 구조가 점차 변화된다. 초기 단계에서, 노심 용융물은 균질한 상태로부터, 일반적으로 상부의 용융 강 및 지르코늄과 바닥에서 금속과 혼합된 고-용융 산화물 용융물과의 혼합물인 이중층 구조로 변화될 수 있으며, 고-용융 산화물의 용융물 밀도는 용융된 금속 혼합물의 밀도보다 평균 25% 높다. 점차적으로, 필러가 노심 용융 유체 산화물에 용해됨에 따라, 코륨 조성물, 특히 그의 산화물 분획이 변화되며, 용융 금속의 밀도 변화보다 더 집중적으로 유체 산화물의 밀도 감소가 일어난다. 이 과정은 액체 금속과 코륨의 산화물 분획 간의 밀도 차를 지속적으로 감소시킨다. 필러 내의 비금속 희생재의 초기 중량은, 새로운 산화물 용융물의 최종 밀도가 코륨 용융 금속 분획의 밀도보다 작을 정도로 노심 유체 고-용융 산화물에서 비금속 희생재의 용해를 보장하도록 선택된다. 유체 산화물의 밀도가 용융 금속의 밀도 미만으로 되면, 코륨 용융 풀에서는: 유체 산화물이 부유하고, 코륨 용융 금속 분획은 하강하는 역전 현상이 발생한다. 새로운 코륨 구조는 용융 미러의 안전한 수냉각을 가능케 한다. 유체 산화물이 표면까지 올라오면, 냉각수는 유체 산화물의 열적 물리적 특성으로 인해 증기 폭발의 위험을 초래하지 않고, 수소 생성 화학 반응에 진입하지 않으며, 상대적으로 낮은 용융 미러의 온도로 인해 열분해되지 않는다. 유체 산화물과 금속의 역전으로, 유체 산화물 및 용융 금속의 다양한 열적 물리적 특성에 의해 야기되는 캐쳐 다층 용기를 통한 보다 꾸준한 열 유동을 최종 히트 싱크, 즉 물에 제공할 수 있다.
열은 3단계에 걸쳐 코륨으로부터 캐쳐(8)로 전달된다. 제 1단계에서, 주로 용융 금속이 필러(10)의 섬프(14)내로 유동하면, 캐쳐(8)의 다층 용기(11-13) 층과 용융물 간의 열교환은 특별히 집중적으로 일어나지 않으며, 용융물에 의해 축적된 열은 필러(10) 구성 성분의 가열 및 부분 용융에 주로 소비된다. 캐쳐(8)의 하부는 균일하게 가열되며 중요한 특징은 없다. 캐쳐(8)의 원추형상 바닥이 원통부보다 평균 30% 더 두껍고, 상부에서 하방으로의 수직 대류 열전달이 방사형 대류 열전달 또는 바닥에서부터 상방으로의 수직 대류 열전달보다 상당히 덜 효과적임을 고려하면, 캐쳐(8) 바닥의 가열 공정은 이후 원통부의 가열보다 상당히 느리게 진행된다.
제 2단계에서, 유체 고-용융 산화물이 우세하면, (필러 희생재의 용해를 감안하여) 코륨 용융물의 레벨은 현저하게 증가한다. 코륨 산화물 분획은 에너지를 방출한다. 에너지 방출은 산화물 분획과 금속 코륨 분획 사이에 약 9 대 1의 비율로 분포되며, 이는 코륨 산화물 분획으로부터 상당한 열 유동을 야기한다. 필러와의 상호 작용의 초기 단계에서 코륨 산화물 분획의 밀도가 용융 금속의 밀도보다 현저히 높기 때문에, 코륨 성분은: 상부의 용융 금속과 바닥에서의 고-용융 산화물로 성층화 및 재분배가 가능해진다. 이러한 상태에서, 고-용융 산화물에 의해 캐쳐(8) 바닥이 크게 가열되지 않으면, 대류 열전달이 위에서부터 하방으로 진행되기 때문에, "용기 벽/산화물" 간의 경계에서 산화물 표층의 열전도도가 미미하며, 평균적으로 1W /(mK)를 초과하지 않는다. 금속이 산화물보다 높은 열전도 시간을 가지며 최종 히트 싱크, 즉 물에 보다 우수한 열전달을 제공할 수 있기 때문에, "산화물/금속" 간의 경계에서 산화물 용융물이 냉각되는 결과로서, 용융된 고-용융 산화물(슬래그 라인)으로 구성된 산화물 표층이 형성된다. 이러한 효과는 수냉각 다층 용기(11)의 외부층과 코륨 성분 간의 화학적 상호 작용을 방지하고, 그에 대한 열 보호를 제공할 수 있는 신뢰성 있는 코륨 가둠에서 이용한다. 유체 산화물 상부의 용융 금속은 일반적으로 유체 산화물과의 대류 열전달로 인해 에너지를 받으며, 열전달 방향은 아래에서 상방이다. 이러한 상태는 용융 미러로부터의 방사에 의한 열 유동 밀도를 증가시키면서, 코륨 용융 금속 분획의 과열, 및 최종 히트 싱크에 대한 캐쳐(8)의 다층 용기 층(11-13)을 통한 열 유동의 상당히 불균일한 분포를 야기할 수 있다. 캐쳐(8)의 다층 용기(11-13) 층과 코륨의 액체 금속 부분 간의 상호 작용 영역에서, 다층 용기의 과열로 초래되는 슬래그층이나 자연 장벽은 형성되지 않는다. 현재 진행중인 작업은 설계 조항에 의해서 해결된다.
제 3 단계에서, 코륨은 다층 용기(11)의 내부층에서 나옴에 따라 필러(10)와 상호 작용한다. 그 시간까지, 원자로 공동(3) 측의 다층 용기(11)의 외부층은 물로 채워진다. 노심 캐쳐(8)는 원자로 공동(3)에 설치되며, 설계 및 설계 기준외 사고 중에, 그리고 안전 시스템으로부터 1차 회로에 공급되는 물을 공급하는 동안, 원자로 발전소의 1차 회로 냉각재를 모으는 섬프와 연결된다. 고온의 코륨 용융물에 의해 열을 전달하는 다층 용기(11)의 외부층의 손상을 방지하기 위해, 노심 캐쳐(8)는 전술한 다층 용기로서 설계된다. 이 경우, 다층 용기의 층(11-13)들 사이에서 열적 및 기계적 부하를 분배하는 것이 가능하며: 주요 열 부하는 내부층(13)에 의해 흡수되고, 주요 기계적 부하(충격 및 압력)은 외부층(11)에 의해 흡수된다. 기계적 부하는 내부층(13)이 그에 용접된 상태에서 외부층(11)의 내부면 상에 설치된 베어링 리브에 의해 내부층(13)으로부터 외부층(11)으로 전달된다. 이러한 설계는 열 변형 응력을 내부층(13)이 리브를 통해 냉각된 외부층(11)으로 전달하게끔 한다. 내부층(13) 측의 열 응력을 최소화하기 위해, 리브는 열 댐핑을 이용하여 외부층(11)에 연결된다.
고-열전도성 재료(저-용융 콘크리트)로 제조된 필러(12)를 사용하면, 용기(13)의 내부층으로부터 외부층(11)으로 열이 전달되게끔 한다. 내부층(13)은 코륨에 의해 가열되고, 열은 필러(12)(저-용융 콘크리트)로 전달된다. 먼저, 열이 전도되는 동안 필러재는 용융 온도까지 가열된 후, 용융 영역의 폭이 증가함에 따라, 내부층(13)과 비용융 필러(12) 간의 대류 열전달이 시작된다. 이 과정은 필러(12)가 내부층에서 외부층으로의 열 유동을 통해 완전히 용융될 때까지 계속된다. 필러(12)의 용융 과정은 재료의 높은 열전도율로 인해 다소 빠르므로, 실제로 용기의 내부층으로부터의 모든 열 유동은 필러재에 의해 흡수된다. 이 목적을 위해, 필러재의 두께는 다음 2 가지 기준을 충족하도록 선택된다: 1) 콘크리트의 용융 시간은 강도 손실을 야기하는 용기 내부층의 임계 가열 시간보다 현저히 짧아야 하며, 2) 내부층으로부터 용융 콘크리트로 전달되는 열 유동 밀도가 용융 콘크리트에서의 대류 열처리로 인해 외부층(외부벽)으로 전달되는 동안 1.5 내지 2 배 감소하도록, 내부층과 외부층 사이에 그러한 수준의 대류 열전달을 제공해야 한다. 첫 번째 주요 기준은 구조 설계를 통해 충족된다: 필러(10)의 거대 공극률(macro-porosity)의 선택으로, 용기 내부층을 승온하는 동안 그의 강도 손실없이 콘크리트를 용융시킬 수 있게 하는 코륨과 필러 간의 상호 작용의 초기 단계에서 용기 내부층에 적절한 열 유동을 제공한다. 이러한 거대 다공성은, 상호 작용의 초기 단계에서 제한된 시간 동안, 잔류 에너지 방출 및 코륨 내에서 필러(10) 성분과의 화학 반응으로부터 전체 에너지 방출의 약 10 분의 1로 충격을 제한함으로써, 용기 내부층의 내부면 상에서 전체 코륨의 이러한 충격을 배제시킬 수 있게 한다. 필러(10)와 노심 용융물 간 상호 작용의 최종 단계에서, 용기 내부층은 설계 온도까지 가열되고, 유체 저-용융 콘크리트는 코륨 및 용기 내부층의 열 접촉 영역에서 용기 외부층 및 추가로 최종 히트 싱크(물)에 대류 열전달을 제공한다. 두 번째 주요 기준은 유체 저-용융 콘크리트의 특성 및 용기 층들 간의 공간 파라미터를 통해 충족되며, 대류 열 질량 전달은 내부층에서 외부층으로의 열전달 동안, 열 유동 밀도의 미리 설정된 감소를 보장한다.
낮은 열전도성 재료로 제조된 필러(12)를 사용하면, 노심 용융물의 진입 초기 단계에서 캐쳐(8) 외부층(11)의 단열이 유지되게끔 한다. 필러(12)의 주목적은 캐쳐(8)의 외부층(11)을 열 충격으로부터 보호하고 그의 내부면 상에 슬래그층을 형성하는 것이다. 코륨은 내부층(13)을 가열하여 이를 용융시키며, 열은 필러(12)로 전달되는데, 이는 가열되는 동안 녹아 내리고, 다층 용기(11) 외부층의 비교적 차가운 내부면 상에 슬래그 표층을 형성하기도 한다. 이 과정은 다층 용기의 내부층(13) 및 필러(12)가 완전히 용융될 때까지 계속된다. 필러(12)는 자신의 낮은 열전도율로 인해 코륨 내에서 신속하게 용융되고 희석되며, 따라서, 코륨으로부터 다층 용기의 내부층(13)으로의 열류(heat current)는 거의 독점적으로 내부층(13) 및 필러(12)의 용융을 위해 사용하게 된다. 필러에 의해 형성된 슬래그층은 다층 용기 외부층(11)으로의 열류를 제한하고, 외부층(11)의 높이 전체에 걸쳐 이를 재분배하고, 국부적인 높이 및 방위각 변동과 관련하여 이를 평탄화한다.
다층 용기의 외부층(11)을 통과하는 열류의 밀도 제한은 최종 히트 싱크, 즉 노심 캐쳐(8)의 주변에 있는 물로 안정되고 원활하게 열이 전달되게끔 하기 위해 필요하다. 열은 "풀 비등(pool boiling)" 모드에서 물로 전달되며, 이는 무제한 시간 동안 수동 열 제거 가능성을 제공한다. 열류 제한의 기능은 원자로 노심 용융물 냉각 및 가둠 시스템의 다음 두 가지 구성요소에 의해서 충족된다.
제 1구성요소는 필러(10)로서, 이는 코륨의 열 생성부의 희석 및 체적 증가를 제공함으로써, 노심 캐쳐(8)의 외부층(11)을 통한 열류의 밀도를 감소시키면서 열교환 면적을 증가시키는 한편, 노심 캐쳐(8)의 하부에서 열류의 재분배에 의해 외부층(11)에 대한 최대 열류를 감소시키면서, 상방으로 이동하는 산화물 부분을 갖는 코륨의 산화물 및 금속 부분과 하방으로 이동하는 액체 금속 부분의 역전을 제공할 수 있게 된다. 제 2구성요소는 다층 용기의 필러(12)로서, 이는 노심 캐쳐(8)의 외부층(11)의 높이 및 방위각(중심면)에 의해 코륨으로부터 최대 열류가 재분배되게끔 하는 고-용융 슬래그 표층을 형성함으로써, 외부층(11)에서 최대 열류의 감소(평탄화)를 제공한다.
외부층(11) 표면에서 생성된 증기는 위로 올라가 증기 릴리프 채널을 통해 격납용기까지 유동한 다음, 그곳에서 응축된다. 응축수는 격납용기로부터 노심 캐쳐(8)가 설치된 원자로 공동(3)과 유로에 의해 연결된 섬프로 유동한다. 따라서, 노심 캐쳐를 장기간 냉각하는 경우, 냉각수 순환 및 외부층(11)으로부터의 일정한 열 제거가 보증된다. 캐쳐(8)내의 코륨은 저장된 열과 잔류 에너지 방출 열이 감소됨에 따라 점차 냉각된다. 필러(10)와의 상호 작용이 완료된 후 용융물 냉각의 초기 단계에서, 주요 열교환은 다층 용기(11)의 외부층을 통해 수행된다. 캐쳐(8)에 물이 공급된 후, 열 유동은 점차 균형을 이룬다: 즉 외부층(11)을 통한 열 유동은 코륨 표면으로부터의 열 유동과 동일해진다. 최종 단계에서 코륨은 노심 캐쳐(8)에 공급된 물에 의해 직접 냉각될 수 있는데, 이는 코륨이 응고되는 동안 투수성 구조를 형성하는 경우에 가능하다.
따라서, 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 가둠 시스템의 상기 캐쳐(8)는 전체적으로, 다층 용기(11)의 외부층이 완전성을 유지하면서, 용융물로부터의 열 제거 효율을 증가시킨다.
1. 원자로 용기
2. 원자로 용기 바닥
3. 콘크리트 볼트(원자로 공동)
4. 안내판
5. 캔틸레버 거더
6. 캔틸레버 거더 열 보호물
7. 작동 플로어
8. 노심 캐쳐
9. 다층 용기 플랜지의 열 보호물
10. 필러
11. 다층 용기 외부층
12. 다층 용기 필러
13. 다층 용기 내부층
14. 코륨의 단이 지거나 테이퍼진, 또는 원통형의 섬프
15. 베어링 리브
16. 용기의 원통부
17. 용기의 원추부
18. 둥근 3층 쉘
2. 원자로 용기 바닥
3. 콘크리트 볼트(원자로 공동)
4. 안내판
5. 캔틸레버 거더
6. 캔틸레버 거더 열 보호물
7. 작동 플로어
8. 노심 캐쳐
9. 다층 용기 플랜지의 열 보호물
10. 필러
11. 다층 용기 외부층
12. 다층 용기 필러
13. 다층 용기 내부층
14. 코륨의 단이 지거나 테이퍼진, 또는 원통형의 섬프
15. 베어링 리브
16. 용기의 원통부
17. 용기의 원추부
18. 둥근 3층 쉘
Claims (7)
- 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템으로서,
원자로 격납 용기 바닥 아래에 설치된 원추형상 안내판과;
상기 안내판 아래에 설치되어 상기 안내판을 지지하는 캔틸레버 거더와;
상기 캔틸레버 거더 아래에 설치되고 냉각 피복관을 구비함으로써 외부의 열교환 벽을 충격과 열 및 화학적 영향으로부터 보호하기 위한 다층 용기의 형태로 형성되어 있는 노심 캐쳐(core catcher)와;
상기 다층 용기 내부의 용융 노심을 희석하기 위한 필러재를 포함하고,
상기 다층 용기는 내부 및 외부 금속층 및 이들 금속층 사이에 배치된 비금속 필러 형태의 중간층을 포함하고 있으며, 상기 내부와 외부와의 금속층 사이에는 베어링 리브가 다음의 부등식을 충족하는 방위각 피치(spitch)를 가지고 설치되는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템:
dext/15<spitch<dext/5,
여기서 dext는 다층 용기의 외경이다. - 제 1항에 있어서,
상기 베어링 리브는 상기 외부층에 견고하게 고정되고 상기 내부층에는 고정되지 않는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템. - 제 1항에 있어서,
상기 베어링 리브는 상기 외부층 및 내부층에 견고하게 고정되는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템. - 제 1항에 있어서,
상기 베어링 리브는 반경 방향 및 방위각 열 간극을 갖고 설치되는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템. - 제 1항에 있어서,
상부 원통부와 하부 원추부를 연결하는 용기의 바닥부는 상기 용기의 원추에서 원통부로의 원활한 유체역학적 전이를 보장하는 한편, 외부층의 열팽창에 관계없이 내부층의 열팽창을 보장하는 둥근(toroidal) 복합 3층 쉘을 포함하는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템. - 제 1항에 있어서,
용기는 외부층에 0.1-0.5mm 두께로 도포된 부식 방지층을 추가로 포함하는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템. - 제 1항에 있어서,
용기는 외부층에 도포되어 물로의 대류 열전달을 증가시키는 0.5-5mm 두께의 추가 층을 포함하는 것을 특징으로 하는 수냉각 수감속 원자로의 노심 용융물 냉각 및 밀폐 시스템.
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| KR102649036B1 (ko) * | 2022-03-14 | 2024-03-18 | 한국수력원자력 주식회사 | 소형원자로 냉각장치 및 냉각방법 |
| CN116030997B (zh) * | 2023-02-14 | 2024-02-27 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种使用牺牲材料缓解核反应堆严重事故的方法及装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4036688A (en) * | 1975-04-09 | 1977-07-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Apparatus for controlling molten core debris |
| FR2395567A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif recuperateur de coeur pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
| DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
| US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
| RU2063071C1 (ru) * | 1994-05-30 | 1996-06-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении |
| FR2784785B1 (fr) * | 1998-10-14 | 2000-12-01 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau equipe d'un receptacle contenant des structures internes deformables |
| RU2165108C2 (ru) * | 1999-06-15 | 2001-04-10 | Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| RU2253914C2 (ru) * | 2003-08-18 | 2005-06-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа |
| JP5306257B2 (ja) * | 2010-02-19 | 2013-10-02 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物冷却装置および原子炉格納容器 |
| JP2014025785A (ja) * | 2012-07-26 | 2014-02-06 | Toshiba Corp | 炉心溶融物の保持装置 |
| CN103594133B (zh) * | 2013-10-21 | 2015-12-02 | 西安交通大学 | 模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法 |
| CN104021824B (zh) * | 2014-05-23 | 2017-05-03 | 中国核电工程有限公司 | 核电站事故后堆内熔融物滞留系统 |
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Patent Citations (1)
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| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
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