KR102220520B1 - 원자로용 증기 발생기 - Google Patents

원자로용 증기 발생기 Download PDF

Info

Publication number
KR102220520B1
KR102220520B1 KR1020207027080A KR20207027080A KR102220520B1 KR 102220520 B1 KR102220520 B1 KR 102220520B1 KR 1020207027080 A KR1020207027080 A KR 1020207027080A KR 20207027080 A KR20207027080 A KR 20207027080A KR 102220520 B1 KR102220520 B1 KR 102220520B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
plenum
apertures
steam generator
riser column
tube
Prior art date
Application number
KR1020207027080A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20200111284A (ko
Inventor
존 티. 그룸
수윤 조
제임스 앨런 닐란더
Original Assignee
뉴스케일 파워, 엘엘씨
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 뉴스케일 파워, 엘엘씨 filed Critical 뉴스케일 파워, 엘엘씨
Publication of KR20200111284A publication Critical patent/KR20200111284A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102220520B1 publication Critical patent/KR102220520B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/16Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour
    • F22B1/162Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour in combination with a nuclear installation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/006Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

원자로를 위한 증기 발생기는 제 1 평면에 인접한 플레넘들을 포함하며, 제 1 평면은 원자로 용기의 라이저 칼럼의 저부 부분과 교차한다. 증기 발생기는 제 1 평면에 대략 평행한 제 2 평면과 인접한 플레넘들을 더 포함할 수 있으며, 제 2 평면은 원자로 용기의 라이저 칼럼의 상부 부분과 교차한다. 증기 발생기는 복수개의 증기 발생기 튜브들을 더 포함하는데, 증기 발생기 튜브들은 제 1 평면과 인접하게 위치된 플레넘으로부터 제 2 평면과 인접한 플레넘들중 하나로 냉각제를 이송시킨다.

Description

원자로용 증기 발생기{Steam generator for a nuclear reactor}
원자로에서, 핵 물질의 코어는 반응이 발생될 수 있도록 원자 내부의 작은 체적 안에 제한된다. 많은 예에서, 원자로 코어의 연료 재충전이 필요하기 전에, 수년과 같은 오랜 기간 동안 제어된 핵반응이 유지될 수 있다. 따라서, 물을 증기로 변환시키기 위한 열원으로서 사용될 때, 적절하게 설계된 원자로는 탄소가 없고 안정되며 고도로 신뢰성 있는 에너지원을 제공할 수 있다.
원자로는 물과 같은 작동 유체를 이용할 수 있는데, 이것은 대기압보다 현저하게 높은 압력에서 증기로 변환될 수 있다. 다음에 가압된 증기는 기계적 에너지를 전류로 변환시키기 위하여 터빈을 구동시키는데 이용될 수 있다. 증기는 다음에 물로 응축될 수 있고, 원자로로 복귀한다. 많은 원자로에서, 작동 유체의 증발, 응축 및 증발의 사이클은 날마다 그리고 해마다 계속될 수 있다.
따라서, 원자로의 현저한 특징은 증기 발생기로서, 이것은 입력측에서 액체 냉각제를 수용하고, 원자로의 열원에 노출시킴으로써 냉각제를 증발시키고, 증발된 냉각제를 터빈의 입력에 제공한다. 따라서, 증기 발생기의 효율, 제조의 용이성, 성능 및 안전 특성들은 연속된 조사, 분석 및 평가의 영역을 나타낸다.
본 발명은 개선된 원자로용 증기 발생기를 제공하려는 것이다.
일부 실시예에서, 원자로를 위한 증기 발생기는 제 1 평면에 인접한 3 개 이상의 플레넘(plenum)들을 포함하며, 제 1 평면은 원자로 용기의 칼럼의 저부 부분과 교차한다. 증기 발생기는 제 1 평면과 대략 평행한 제 2 평면에 인접한 3 개 이상의 플레넘을 더 포함할 수 있으며, 제 2 평면은 칼럼의 상부 부분과 교차한다. 증기 발생기는 유동 경로로부터의 복수개의 증기 발생 튜브들을 더 포함할 수 있으며, 유동 경로는 냉각제를 제 1 평면에 인접하게 위치된 3 개 이상의 플레넘들중 하나로부터 제 2 평면에 인접한 3 개 이상의 플레넘들중 적어도 하나로 이송시킨다.
다른 실시예들에서, 증기 발생기의 상부 부분은 라이저 칼럼(riser column) 둘레에서 대략 90 도 간격으로 평면에 배치된 3 개 이상의 플레넘들을 포함하는데, 3 개 이상의 플레넘들중 적어도 하나의 플레넘은 증기 발생기의 저부 부분을 향하는 대략 평탄한 튜브시트를 구비하고, 적어도 하나의 플레넘의 대략 평탄한 튜브시트는 복수개의 통공들을 구비하고, 복수개의 통공들은 적어도 하나의 플레넘의 내측 가장자리에 인접한 영역과 적어도 하나의 플레넘의 외측 가장자리에 인접한 영역 사이에서 밀도가 변화한다.
다른 실시예에서, 원자로의 작동 방법은, 3 개 이상의 플레넘들의 제 1 그룹으로부터 복수개의 유동 경로들로 작동 유체를 이송시키는 단계 및, 복수개의 유동 경로들중 적어도 일부에서 작동 유체를 증발시키는 단계를 포함하고, 증발은 원자로 냉각제로부터 복수개의 유동 경로들중 적어도 일부로 적어도 부분적으로 초래된다. 상기 방법은 증발된 냉각제를 3 개 이상의 플레넘들의 제 2 그룹으로 전달하는 것을 더 포함할 수 있다.
다음의 도면들을 참조하여 비제한적인 본 발명의 양상들이 설명된다.
도 1 은 예시적인 실시예에 따른 증기 발생기를 채용한 원자로 모듈의 개략도이다.
도 2 는 예시적인 실시예에 따른 대략 실린더형인 라이저 칼럼 둘레의 증기 발생기의 개략도이다.
도 3 은 예시적인 실시예에 따른 대략 실린더형인 라이저 칼럼 둘레의 증기 발생기의 저부를 도시한다.
도 4 는 예시적인 실시예에 따른 원자로의 증기 발생기에서 이용된 플레넘의 상세도를 도시한다.
도 5 는 예시적인 실시예에 따른 원자로의 증기 발생기에서 이용된 플레넘의 평면도를 도시한다.
도 6 은 예시적인 실시예에 따른 원자로의 증기 발생기에서 이용된 플레넘의 튜브시트 통공에서 이용된 오리피스를 도시한다.
원자로에서 이용되는 증기 발생기의 다양한 시스템 및 구성들이 설명된다. 구현예에서, 4 개의 플레넘(plenum)을 포함할 수 있는 플레넘들의 그룹은 원자로의 대략 실린더형인 라이저 칼럼(riser column)의 저부 부분 둘레에 90 도의 증분(increment)으로써 제 1 평면에 배치될 수 있다. 4 개의 플레넘을 포함할 수 있는 플레넘의 제 2 그룹은 원자로의 실린더형 칼럼의 상부 부분 둘레에 90 도 증분으로써 제 2 평면에 배치될 수 있다. 실린더형 라이저 칼럼의 상부 부분 및 저부 부분에 위치된 플레넘들은 실질적으로 또는 대략 평탄한 튜브시트(tubesheet)를 포함할 수 있는데, 상기 튜브시트는 복수개의 증기 발생기 튜브들중 하나에 대한 결합을 허용하는 통공부를 가진다. 일부 실시예에서, 실린더형 라이저 칼럼의 저부 부분과 인접하게 위치되어 있는 플레넘의 적어도 일부 통공부들 안에 오리피스가 배치될 수 있다. 오리피스의 존재는 유체가 라이저의 저부 부분에서 플레넘으로부터 위로 유동할 때 적어도 부분적으로 압력의 감소를 초래할 수 있다.
특정의 다른 실시예들에서, 3 개의 플레넘들이 원자로의 대략 실린더형 라이저 칼럼의 저부 부분 둘레에 120 도로써 제 1 평면에 배치될 수 있다. 3 개의 플레넘들을 포함할 수 있는 제 2 그룹의 플레넘들은 원자로의 실린더형 라이저 칼럼의 상부 부분 둘레에 120 도로써 제 2 평면에 배치될 수 있다. 실린더형 라이저 칼럼의 상부 부분 및 저부 부분 양쪽에 위치된 플레넘들은 실질적으로 또는 대략 평탄한 튜브시트를 포함할 수 있으며, 상기 튜브시트는 실린더형 라이저 칼럼의 저부 부분 및 상부 부분에 위치된 플레넘들 사이에 유동 경로를 형성하는 복수개의 증기 발생기 튜브들중 하나 이상을 결합시킬 수 있는 통공을 가진다. 일부 실시예에서, 실린더형 라이저 칼럼의 저부 부분과 인접하게 위치된 플레넘들의 적어도 일부 통공들 안에 오리피스가 배치될 수 있다. 오리피스의 존재는 유체가 라이저의 저부 부분에서 플레넘으로부터 상방향으로 유동할 때 적어도 부분적으로 압력의 감소를 초래할 수 있다.
특정의 실시예들에서, 플레넘들의 대략 평탄한 튜브시트들중 하나 또는 그 이상에 있는 통공들은 실린더형 라이저 칼럼에 인접한 플레넘의 가장자리 가까이에서 낮은 밀도를 가지고 (예를 들어, 튜브시트의 단위 면적마다 소수이고), 증기 발생기를 감싸는 원자로 용기의 외측 벽에 인접하여 높은 밀도를 가질 수 있다 (예를 들어, 단위 면적마다 다수이다). 대략 평탄한 튜브시트에서 통공들 밀도의 그러한 변화는 원자로 용기 안의 제 1 유체로부터 증기 발생기 튜브 안의 제 2 작동 유체로 열이 대략 균일하게 결합되는 결과를 가져올 수 있다.
여기에서 사용되고 차후의 단락들에서 보다 상세하게 설명되는 바와 같이, 본 발명의 실시예들은 다양한 원자로 기술들을 포함할 수 있다. 따라서, 일부 구현예들은 우라늄 산화물, 우라늄 수소화물, 우라늄 질화물, 우라늄 탄화물, 혼합 산화물 및/또는 다른 유형의 방사능 연료를 채용하는 원자로를 포함할 수 있다. 실시예들은 그 어떤 특정 유형의 원자로 냉각 메카니즘에 제한되지 않으며, 핵반응과 관련되거나 핵반응내에서 열을 발생시키도록 채용된 그 어떤 특정 유형의 연료에 제한되지 않는다.
도 1 은 일 실시예에 따른 증기 발생기를 채용하는 원자로 모듈의 개략도이다. 도 1 에서, 원자로 코어(5)는 실린더 형상 또는 캡슐 형상 원자로 용기(20)의 저부 부분에 위치되어 있다. 원자로 코어(5)는 예를 들어 수년 동안의 기간에 걸쳐서 발생될 수 있는 제어된 반응을 발생시키는 핵분열성 물질의 양을 포함한다. 도 1 에 명시적으로 도시되지 않았지만, 제어봉들이 원자로 코어(5) 안에서 핵분열의 속도를 제어하도록 채용될 수 있다. 제어봉은 실버, 인듐, 카드뮴, 보론, 코발트, 하프늄, 디스프로쥼(dysprosium), 가돌리늄(gadolinium), 사마륨, 에르븀 및 유로품(europium) 또는 이들의 합금들 및 화합물을 포함할 수 있다. 그러나, 이들은 많은 가능한 제어봉 물질들중 일부이다.
구현예들에서, 실린더 형상 또는 캡슐 형상 격납 용기(10)는 원자로 용기(20)를 둘러싸는데, 격납 용기는 부분적으로 또는 완전하게 물 또는 다른 유체 냉각제의 풀(pool) 안에 담겨져 있다. 원자로 용기(20)와 격납 용기(10) 사이의 체적은 부분적으로 또는 완전하게 비워져서 원자로 용기(20)로부터 외부 환경으로의 열전달을 감소시킨다. 그러나, 다른 실시예들에서, 원자로 용기(20)와 격납 용기(10) 사이의 체적은 원자로 용기와 격납 용기 사이의 열 전달을 증가시키는 기체 및/또는 유체로 적어도 부분적으로 채워질 수 있다.
특정의 구현예에서, 원자로 코어(5)는 유체 안에 부분적으로 또는 완전하게 담궈질 수 있는데, 상기 유체는 물과 같은 것으로서, 예를 들어 보론 또는 다른 첨가제를 포함할 수 있고, 이것은 반응로 코어의 표면과 접촉한 이후에 상승한다. 도 1 에서, 가열된 냉각제의 상방향 움직임은 원자로 코어(5) 위로 화살표(15)에 의해 표시되어 있다. 냉각제는 라이저 칼럼(30)을 통해 위로 이동하는데, 이는 적어도 부분적으로 또는 대략 실린더 형상이고, 증기 발생기(40,42)의 상부 위로 이동하며, 원자로 용기(20)의 내측 벽을 따라서 대류에 의해 아래로 당겨지며, 따라서 냉각제는 증기 발생기(40,42)로 열을 부여할 수 있다. 원자로 용기의 저부 부분에 도달한 이후에, 원자로 코어(5)와의 접촉은 화살표(15)로 표시된 바와 같이 냉각제를 가열하는 결과를 가져온다.
비록 증기 발생기(40,42)들이 도 1 에서 개별적인 요소들을 포함하는 것으로 도시되었을지라도, 증기 발생기(40,42)들은 라이저 칼럼(30) 둘레를 감싸는 다수의 헬리컬 코일들을 나타낼 수 있고, 이것은 실린더형 형상을 포함할 수 있다. 다른 구현예에서, 다른 다수의 헬리컬 코일들이 라이저 칼럼(30)의 상부 부분 둘레를 반대 방향으로 감쌀 수 있으며, 여기에서 예를 들어 제 1 헬리컬 코일은 시계 반대 방향으로 둘러싸는 반면에, 제 2 헬리컬 코일은 시계 방향으로 둘러싼다. 그러나, 상이하게 구성되고 그리고/또는 상이하게 지향된 열 교환기들의 이용이 금지되는 것은 아니며, 이와 관련하여 실시예들이 제한되는 것은 아니다. 더욱이, 비록 유체 라인(70)이 증기 발생기(40)들의 상부 부분들 바로 위에 위치되는 것으로 도시되었을지라도, 원자로 용기(20)는 더 적거나 또는 더 많은 양의 냉각제를 포함할 수 있다.
도 1 에서, 가열된 냉각제가 라이저 칼럼(30)에 의해 정해진 채널을 통해 상승하고 증기 발생기(40,42)들과 접촉하는 방식으로 원자로의 정상 작동이 이루어진다. 증기 발생기(40,42)들과 접촉한 이후에, 냉각제는 화살표(25)로 표시된 바와 같은 열 사이펀 과정(thermal siphoning process)을 포함하는 방식으로 원자로 용기(20)의 저부를 향해 가라 앉는다. 도 1 의 예에서, 원자로 용기(20) 안의 냉각제는 대기압보다 큰 압력에 유지되고, 따라서 냉각제가 증발되지 않으면서 (즉, 비등되지 않으면서) 고온으로 유지될 수 있게 한다. 증기 발생기(40,42) 안의 냉각제는 온도가 상승하므로, 냉각제는 끓기 시작할 수 있다. 비등이 시작될 때, 증발된 냉각제는 열 교환기(40,42)들의 상부 부분으로부터 경로가 이루어져서 터빈(80,82)들중 하나 이상을 구동함으로써 증기의 열 포텐셜 에너지를 전기 에너지로 전환시킨다. 응축 이후에, 냉각제는 열교환기(40,42)의 저부 부분으로 복귀한다.
플레넘(85)은 도 1 에서 증기 발생기(40,42)들의 입력 포트들에 위치된다. 일부 실시예에서, 플레넘(85)은 대략 평탄한 튜브시트를 구비하며, 이것은 터빈(80/82)으로부터 증기 발생기(40/42)로 냉각제를 결합시킨다. 라이저 칼럼(30)의 하부 부분과 교차하는 수평의 제 1 평면과 인접하게 위치될 수 있는 플레넘(85)들중 적어도 하나는 대략 평탄한 튜브시트를 포함하며, 상기 평탄한 튜브시트는 라이저 칼럼(30)의 상부 부분과 교차하는 평면의 방향으로 상방향을 향한다. 라이저 칼럼(30)의 상부 부분과 교차하는 수평의 제 2 평면과 인접하게 위치될 수 있는 플레넘(87)들중 적어도 하나는 대략 평탄한 튜브시트를 포함하며, 평탄한 튜브시트는 라이저 칼럼(30)과 교차하는 평면의 하부 부분의 방향으로 향한다.
도 2 는 예시적인 실시예에 따른 대략 실린더형의 라이저 칼럼 둘레의 증기 발생기를 개략적으로 도시한다. 도 2 에서, 인접하게 이격된 튜브들중 몇개의 층들을 포함하는 유동 경로는 플레넘(100)과 플레넘(120) 사이에서 헬리컬 방식으로 연장되는 것으로 이해될 수 있다. 일부 실시예들에서, 플레넘(100)들은 라이저 칼럼을 둘러싸는 대략 실린더형 형상 둘레에서, 평면(105)과 같은 제 1 평면에서 90 도 간격으로 이격된다. 플레넘(100)) 및 플레넘(120) 모두는 평면(115)의 방향을 향하는 대략 평탄한 튜브시트를 포함하는데, 이것은 증기 발생기(110)의 중간 단면과 교차한다. 도 2 에서, 플레넘(100,120)들 사이에서 연장되는 튜브들은 대략 24.0 내지 30.0 미터의 길이를 포함할 수 있다. 특정의 구현예들에서, 평면(105)과 인접한 3 개 이상의 플레넘들 및 평면(125)과 인접한 3 개 이상의 플레넘들의 이용은, 예를 들어 플레넘(100)들중 하나 이상과 플레넘(120)들중 하나 사이의 유동 경로를 형성하는 증기 발생기 튜브들 각각의 미리 결정된 쓰레숄드(threshold) 까지 길이의 변화를 감소시키는 결과를 가져올 수 있다.
그러나, 다른 실시예에서, 플레넘(100,120)들 사이에서 하나 이상의 유동 경로들을 형성하는 증기 발생기 튜브들은 24.0 미터보다 작은 길이를 포함할 수 있으며, 예를 들어 22.0 미터, 20.0 미터, 18.0 미터 및 다른 예시적인 길이를 포함할 수 있다는 점이 주목되어야 한다. 다른 구현예들에서, 플레넘(100,120)들 사이에서 연장되는 튜브들은 30.0 미터 보다 큰 길이를 포함하며, 예를 들어 32.0 미터, 35.0 미터, 40.0 및, 다른 예시적인 길이들을 포함한다. 더욱이, 본 발명의 구현예들 및 실시예들은 이와 관련하여 제한되지 않는다는 점이 이해되어야 한다.
라이저 칼럼의 저부 부분에 인접한 평면(125)에 대략 위치될 수 있는 플레넘(120)은 90 도 간격으로 이격될 수도 있다. 도 2 에서, 양쪽 플레넘(100,120)들은 대략 평탄한 튜브시트들을 포함하는데, 각각의 튜브시트는 플레넘으로부터 증기 발생기(110)의 튜브들로 냉각제를 결합시키기 위한 통공들을 포함한다. 도 2 의 실시예에서, 평면(105)과 인접할 수 있는 플레넘(100)들 각각은 평면(125)과 인접한 플레넘(120)들중 대응하는 플레넘 위에 직접적으로 또는 대략적으로 있는 것으로 도시되어 있다. 그러나, 플레넘(120)들에 대하여 평면(105)에서 하나 이상의 플레넘(100)들의 회전이 금지되는 것은 아니다.
일부 실시예에서, 튜브시트는 증기 발생기(110)의 튜브들에 대한 결합을 위하여 15.0 mm 내지 20.0 mm 사이의 직경을 가진 통공들을 포함한다. 그러나, 다른 실시예들은 15.0 mm 보다 작은 통공들을 가진 튜브시트를 이용할 수 있으며, 예를 들어 직경이 12.0 mm, 10.0 mm 또는 그보다 더 작은 통공을 가진 튜브시트를 이용할 수 있다. 추가적으로, 특정의 다른 실시예들은 직경이 20.0 mm 보다 큰 통공들을 가진 튜브시트를 이용할 수 있으며, 예를 들어 25.0 mm, 30.0 mm, 35.0 mm 및 다른 예시적인 직경들의 통공일 수 있다.
도 3 은 예시적인 실시예에 따른 대략 실린더형인 라이저 칼럼 둘레의 증기 발생기의 저면도를 도시한다. 도 3 에서, 플레넘(220)은 예를 들어 도 1 의 라이저 칼럼을 나타낼 수 있는, 예를 들어 대략 원형 형상 둘레에 대략 90 도 간격으로 이격될 수 있다. 도 3 은 또한 증기 발생기 튜브들의 다양한 동심 층(concentric layers)들을 도시하며, 이들은 라이저 칼럼을 둘러쌀 수 있다.
도 4 는 예시적인 실시예에 따른 원자로를 위한 증기 발생기에서 사용되는 플레넘의 평면도를 도시한다. 도 4 에서, 증기 발생기의 개별적인 튜브들에 결합되기에 적절한 통공들을 가진 대략 평탄한 튜브시트들이 도시되어 있다. 도 4 의 통공들은 동심의 원호(concentric arcs)로 배치될 수 있으며, 내측 가장자리(250)(예를 들어, 낮은 밀도)에서보다, 외측 가장자리(260)와 같은 외측 가장자리를 향하여 단위 면적당 다수의 통공들이 (예를 들어, 높은 밀도로) 나타날 수 있다. 도 5 에서, 가장자리(250)는 실린더형 라이저 칼럼에 인접한 플레넘의 일부에 대응하고, 외측 가장자리(260)는 도 1 의 원자로 용기(20)와 같은 원자로 용기의 벽에 인접한 플레넘의 일부에 대응할 수 있다.
도 5 는 예시적인 실시예에 따른 원자로를 위한 증기 발생기에서 이용된 플레넘의 상세도를 도시한다. 도 5 에서, 튜브시트(330)는 대략 평탄하고, 라이저 칼럼 가장자리(335)로부터의 거리가 증가할수록 통공들의 밀도가 증가하는 것으로 도시되어 있다. 라이저 칼럼 가장자리(335)에 인접한 튜브시트의 일부에서보다, 원자로 용기 벽 가장자리(340)에 인접한 플레넘(320)의 일부에서, 훨씬 큰 통공들의 밀도가 존재할 수 있다.
도 6 은 예시적인 실시예에 따른 원자로의 증기 발생기에서 이용된 플레넘의 튜브시트 통공들에서 이용되는 오리피스를 도시한다. 일부 실시예들에서, 오리피스는 냉각제(350)의 압력을 감소시키도록 이용될 수 있으며, 예를 들어 아마도 증기 발생기 튜브의 길이에 의해 발생되는 전체 압력 강하의 적어도 15.0 %의 양으로 감소시킨다. 일부 실시예들에서, 냉각제(350)의 압력을 감소시킴으로써, 예를 들어 시동 조건 동안에 특히 관심 대상일 수 있는 압력의 안정성은 향상될 수 있다. 예를 들어, 도 5 의 튜브시트(330)의 통공들중 적어도 일부내에 배치된 도 6 의 오리피스를 경유하는 것으로서 압력을 안정시킴으로써, 도 1 의 원자로 모듈의 낮은 파워의 작동중에 특히 우세할 수 있는, 습윤 증기와 건조 증기 사이의 순간적인 진동이 감소될 수 있거나 또는 제거될 수 있다. 이것은 다시 예를 들어 도 1 의 터빈(80,82)들에 결합되고 있는, 터빈(80,82)들중 하나 이상의 성능을 열화(劣化)시킬 수 있는 습윤 증기의 가능성을 감소시킬 수 있다.
일부 실시예들에서, 원자로의 작동 방법은 예를 들어 원자로 용기의 제 1 평면에 아마도 인접하게 위치된 3 개 이상의 플레넘들의 제 1 그룹으로부터 복수개의 유동 경로들로 작동 유체를 이송시키는 것을 포함할 수 있다. 이송은 유동의 불안정성을 배제시키기에 충분한 양으로 작동 유체의 압력을 감소시키는 것을 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 압력 강하의 백분율은 제 1 평면에 위치된 제 1 플레넘과 제 2 평면에 위치된 제 2 플레넘 사이에 연장될 수 있는 증기 발생기 배관의 길이에 의해 발생되는 전체 압력 강하의 적어도 15.0 % 를 포함할 수 있다. 이송은 3 개 이상의 플레넘들의 제 1 그룹의 적어도 하나의 플레넘의 대략 평탄한 튜브시트를 통하여 유동 경로에 작동 유체를 결합시키는 것을 포함할 수 있다. 이 방법은 복수개의 유동 경로들중 적어도 일부에서 작동 유체를 증발시키는 단계를 더 포함할 수 있으며, 증발은 적어도 부분적으로 원자로 냉각제로부터 유동 경로들중 적어도 일부로 열 에너지가 결합됨으로부터 결과된다. 이 방법은 아마도 플레넘들중 적어도 하나의 대략 평탄한 튜브시트를 통하여 3 개 또는 그 이상의 플레넘들 제 2 그룹으로 증발 냉각제를 전달하는 단계를 더 포함할 수 있다.
몇가지 예들이 도시되고 설명되었지만, 당업자는 다양한 다른 변형들이 이루어질 수 있음을 이해할 것이며, 다음의 청구 범위로부터 이탈하지 않으면서 등가물로 대체될 수 있음을 이해할 것이다.
5. 원자로 코어 20. 원자로 용기
30. 라이저 칼럼 40.42. 증기 발생기

Claims (20)

  1. 원자로에서 사용되는 증기 발생기로서, 상기 증기 발생기는:
    원자로의 라이저 칼럼(riser column) 둘레에 위치되도록 구성된 플레넘(plenum)으로서, 상기 플레넘은, (a) 내측 가장자리 부분, (b) 상기 내측 가장자리 부분보다 라이저 칼럼으로부터 더 멀리 위치된 외측 가장자리 부분 및, (c) 밀도를 가진 복수개의 통공들을 포함하고, 상기 통공들의 밀도는 내측 가장자리 부분과 외측 가장자리 부분 사이에서 변화되는, 플레넘; 및,
    상기 플레넘과 유체 소통되게 결합된 증기 발생 튜브;를 포함하는 증기 발생기.
  2. 제 1 항에 있어서, 증기 발생 튜브는 통공들중 하나에 결합되는, 증기 발생기.
  3. 제 1 항에 있어서, 증기 발생 튜브는 복수개의 증기 발생 튜브들중 하나이고, 증기 발생 튜브들중 개별의 하나는 통공들중 대응하는 하나에 결합되는, 증기 발생기.
  4. 제 1 항에 있어서, 통공들의 밀도는 내측 가장자리 부분으로부터 외측 가장자리 부분을 향하는 방향에서 증가되는, 증기 발생기.
  5. 제 1 항에 있어서, 통공들은 동심 원호(concentric arcs)로 배치되는, 증기 발생기.
  6. 제 1 항에 있어서, 통공들 각각은 15.0 밀리미터 내지 20.0 밀리미터 사이의 직경을 가지는, 증기 발생기.
  7. 라이저 칼럼(riser column)을 구비하는 원자로; 및,
    상기 라이저 칼럼 둘레에 위치된 증기 발생기;를 포함하는 원자로 시스템으로서, 상기 증기 발생기는:
    복수개의 통공들을 가진 튜브시트를 구비한 플레넘으로서, 통공들의 밀도는 라이저 칼럼으로부터 멀어지는 방향에서 변화되는, 플레넘; 및,
    상기 플레넘으로부터 작동 유체를 수용하도록 플레넘과 유체 소통되게 유체 결합된 튜브로서, 상기 튜브에서 작동 유체를 가열하도록 원자로가 구성되는, 튜브;를 포함하는, 원자로 시스템.
  8. 제 7 항에 있어서, 플레넘은 라이저 칼럼의 상부 부분에 인접하게 위치된 제 1 플레넘이고, 증기 발생기는 라이저 칼럼의 하부 부분에 인접하게 위치된 제 2 플레넘을 더 구비하고, 튜브는 제 1 플레넘을 제 2 플레넘에 결합시키는, 원자로 시스템.
  9. 제 8 항에 있어서, 튜브시트는 제 1 의 전체적으로 평탄한 시트(sheet)이고, 제 2 플레넘은 제 2 의 전체적으로 평탄한 튜브시트를 구비하고, 제 1 및 제 2 의 전체적으로 평탄한 튜브시트들 각각은 하부 부분과 상부 부분 사이에 위치된 라이저 칼럼의 중간 부분을 향하여 마주하는, 원자로 시스템.
  10. 제 8 항에 있어서, 튜브시트는 제 1 튜브시트이고, 제 2 플레넘은 복수개의 통공들을 가지는 제 2 튜브시트를 구비하고, 상기 통공들의 밀도는 라이저 칼럼으로부터 멀어지는 방향에서 변화되는, 원자로 시스템.
  11. 제 10 항에 있어서, 제 1 튜브시트 및 제 2 튜브시트의 통공들의 밀도는 라이저 칼럼으로부터 멀어지는 방향에서 증가되는, 원자로 시스템.
  12. 제 8 항에 있어서, 튜브는 복수개의 튜브들중 하나이고, 복수개의 튜브들은 라이저 칼럼 둘레에서 헬리컬 방식으로 연장되고 제 1 플레넘 및 제 2 플레넘을 결합시키는, 원자로 시스템.
  13. 제 7 항에 있어서, 원자로는 냉각제를 가열하도록 구성된 원자로 코어(reactor core)를 구비하고, 라이저 칼럼은 상기 원자로 코어로부터 멀어지게 냉각제를 지향시키도록 위치되는, 원자로 시스템.
  14. 제 13 항에 있어서, 라이저 칼럼은 실린더 형상을 가지는, 원자로 시스템.
  15. 냉각제를 가열하도록 구성된 원자로; 및
    증기 발생기를 포함하는 원자로 시스템으로서, 상기 증기 발생기는:
    복수개의 통공들을 가진 튜브시트를 구비하는 플레넘으로서, 통공들중 적어도 하나는 오리피스를 구비하고, 플레넘은 작동 유체를 수용하도록 위치되는, 플레넘; 및,
    작동 유체를 플레넘으로부터 수용하도록 오리피스와 유체 소통되게 결합된 튜브로서, 상기 튜브는 작동 유체를 튜브의 길이를 따라서 이송시키도록 위치되고, 상기 오리피스는 튜브 길이에 의해 부여된 전체 압력 강하의 적어도 15.0 % 의 압력 강하를 작동 유체에 부여하도록 위치되는, 튜브;를 포함하는, 원자로 시스템.
  16. 제 15 항에 있어서, 원자로는 냉각제 유동을 지향시키도록 위치된 라이저 칼럼을 구비하고, 냉각제가 튜브 안의 작동 유체를 증발시키도록 튜브는 라이저 칼럼 둘레에서 헬리컬 방식(hellically)으로 연장되는, 원자로 시스템.
  17. 제 16 항에 있어서, 통공들의 밀도는 라이저 칼럼으로부터 멀어지는 방향에서 변화되는, 원자로 시스템.
  18. 제 16 항에 있어서, 통공들의 밀도는 라이저 칼럼으로부터 멀어지는 방향에서 증가되는, 원자로 시스템.
  19. 제 15 항에 있어서, 튜브는 복수개의 튜브들중 하나이고, 통공들 각각은 오리피스를 구비하고, 튜브들중 개별적인 하나는 오리피스들중 대응하는 하나에 유체 결합되는, 원자로 시스템.
  20. 제 19 항에 있어서, 튜브시트는 전체적으로 평탄하고, 통공들 각각은 15.0 밀리미터 내지 20.0 밀리미터 사이의 직경을 가지는, 원자로 시스템.

KR1020207027080A 2012-04-20 2013-04-19 원자로용 증기 발생기 KR102220520B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/451,759 2012-04-20
US13/451,759 US9230697B2 (en) 2012-04-20 2012-04-20 Steam generator for a nuclear reactor
PCT/US2013/037292 WO2013158950A2 (en) 2012-04-20 2013-04-19 Steam generator for a nuclear reactor

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020147031799A Division KR102159794B1 (ko) 2012-04-20 2013-04-19 원자로용 증기 발생기

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20200111284A KR20200111284A (ko) 2020-09-28
KR102220520B1 true KR102220520B1 (ko) 2021-02-25

Family

ID=49380114

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020147031799A KR102159794B1 (ko) 2012-04-20 2013-04-19 원자로용 증기 발생기
KR1020207027080A KR102220520B1 (ko) 2012-04-20 2013-04-19 원자로용 증기 발생기

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020147031799A KR102159794B1 (ko) 2012-04-20 2013-04-19 원자로용 증기 발생기

Country Status (9)

Country Link
US (2) US9230697B2 (ko)
EP (1) EP2859556B1 (ko)
JP (5) JP2015514995A (ko)
KR (2) KR102159794B1 (ko)
CN (1) CN104272397B (ko)
CA (2) CA3178009A1 (ko)
HK (1) HK1202344A1 (ko)
PL (1) PL2859556T3 (ko)
WO (1) WO2013158950A2 (ko)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor
US9897308B2 (en) 2013-12-26 2018-02-20 Nuscale Power, Llc Steam generator with tube aligning orifice
GB2522881B (en) * 2014-02-07 2018-05-09 Rolls Royce Power Eng Plc Steam generator
US10629312B2 (en) * 2014-12-23 2020-04-21 Nuscale Power, Llc Light water reactor with condensing steam generator
US10685752B2 (en) * 2015-02-10 2020-06-16 Nuscale Power, Llc Steam generator with inclined tube sheet
US20170023305A1 (en) * 2015-07-22 2017-01-26 General Electric Company Steam generator having an integrated modular heat exchanger
CN107785084B (zh) * 2017-07-31 2023-10-27 清华大学天津高端装备研究院 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
RU2725161C1 (ru) * 2019-11-29 2020-06-30 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка токамака
JP7321953B2 (ja) 2020-02-17 2023-08-07 株式会社神戸製鋼所 自動溶接システム、溶接方法、学習装置、学習済みモデルの生成方法、学習済みモデル、推定装置、推定方法、及びプログラム
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE786097A (fr) * 1971-07-14 1973-01-10 Babcock & Wilcox Co Perfectionnements aux generateurs de vapeur du type nucleaire
US3941187A (en) 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
US4174123A (en) * 1971-07-14 1979-11-13 The Babcock & Wilcox Company Vessel penetration apparatus
JPS5723761Y2 (ko) * 1972-10-16 1982-05-24
ZA74176B (en) * 1973-01-29 1974-12-24 Babcock & Wilcox Co Consolidated nuclear steam generator
JPS5127801A (ja) 1974-08-06 1976-03-09 Kubota Ltd Sakushonhetsudo
CA1122202A (en) * 1979-11-23 1982-04-20 Gordon M. Cameron Heat exchanger having improved tube layout
JPS62163994A (ja) * 1986-01-14 1987-07-20 株式会社東芝 高速増殖炉
US5263067A (en) * 1992-06-24 1993-11-16 Westinghouse Electric Corp. Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system
JP3511531B2 (ja) * 1994-12-14 2004-03-29 株式会社東芝 蒸気発生器
JP2000346306A (ja) * 1999-06-03 2000-12-15 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 蒸気発生器の給水入口部
JP4101422B2 (ja) 1999-12-28 2008-06-18 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
US6813328B2 (en) 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
JP2006162339A (ja) * 2004-12-03 2006-06-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱交換器及び原子炉
CN101307897B (zh) * 2008-06-24 2010-06-23 清华大学 保证气冷堆一回路介质在蒸汽发生器内流动均匀性的装置
JP5127801B2 (ja) 2009-09-30 2013-01-23 株式会社藤商事 遊技機
EP2534660A1 (en) 2010-02-05 2012-12-19 Smr, Llc Nuclear reactor system having natural circulation of primary coolant
CA3048702A1 (fr) * 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee Pressure-tube reactor with coolant plenum
EP3506318B1 (en) * 2010-04-23 2020-10-14 Atomic Energy of Canada Limited/ Énergie Atomique du Canada Limitée Pressure-tube reactor and method of operating the same
US9343187B2 (en) 2010-09-27 2016-05-17 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor with integral steam generator
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
KR102159794B1 (ko) 2020-09-24
CA2869901A1 (en) 2013-10-24
EP2859556A2 (en) 2015-04-15
CN104272397A (zh) 2015-01-07
US9230697B2 (en) 2016-01-05
JP2015514995A (ja) 2015-05-21
KR20150003807A (ko) 2015-01-09
EP2859556A4 (en) 2016-04-06
JP2021119356A (ja) 2021-08-12
JP2019032339A (ja) 2019-02-28
JP6882418B2 (ja) 2021-06-02
JP2020024214A (ja) 2020-02-13
KR20200111284A (ko) 2020-09-28
HK1202344A1 (en) 2015-09-25
WO2013158950A2 (en) 2013-10-24
WO2013158950A3 (en) 2013-11-14
CA2869901C (en) 2023-01-17
US20150103967A1 (en) 2015-04-16
PL2859556T3 (pl) 2021-06-14
US20130279643A1 (en) 2013-10-24
EP2859556B1 (en) 2020-12-16
US10147507B2 (en) 2018-12-04
JP2023052220A (ja) 2023-04-11
CA3178009A1 (en) 2013-10-24
CN104272397B (zh) 2016-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102220520B1 (ko) 원자로용 증기 발생기
JP6349443B2 (ja) 原子炉に使用される熱除去システム
CN106471583B (zh) 热‑声式核功率分布测量组件
JP2014506998A5 (ko)
CN105359221A (zh) 管理核反应堆废燃料棒
JP5606361B2 (ja) 中性子束検出器の案内装置
US10629312B2 (en) Light water reactor with condensing steam generator
KR20220077147A (ko) 원자로로부터의 열 제거와 같은 열 제거를 위한 히트 파이프 네트워크와, 관련 시스템 및 방법
KR101815958B1 (ko) 상변화 물질을 이용한 가압 경수로형 피동격납건물냉각계통
EP3321577A2 (en) Steam generator
JP2018004445A (ja) 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心
EP2770508A1 (en) Fuel assembly
JP2015108536A (ja) 燃料集合体および加圧水型原子炉
JP2009052999A (ja) 原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
A107 Divisional application of patent
E701 Decision to grant or registration of patent right