KR102415262B1 - 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법 - Google Patents

원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR102415262B1
KR102415262B1 KR1020200078305A KR20200078305A KR102415262B1 KR 102415262 B1 KR102415262 B1 KR 102415262B1 KR 1020200078305 A KR1020200078305 A KR 1020200078305A KR 20200078305 A KR20200078305 A KR 20200078305A KR 102415262 B1 KR102415262 B1 KR 102415262B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
steam generator
power plant
nuclear power
leakage
monitoring
Prior art date
Application number
KR1020200078305A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20220000543A (ko
Inventor
이만규
최유정
박재환
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
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 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020200078305A priority Critical patent/KR102415262B1/ko
Publication of KR20220000543A publication Critical patent/KR20220000543A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102415262B1 publication Critical patent/KR102415262B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/002—Detection of leaks
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 원자력 발전소의 증기발생기 세관누설을 감시하는 시스템에 있어서, 증기발생기와 터빈을 연결하는 증기배관에서의 방사성 물질 누설을 측정하는 측정부, 원자로 저출력 이하 여부 및 원자력 발전소 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단하는 판단부, 상기 측정부에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하는 계산부를 포함하고, 상기 판단부에서 중대사고로 판단한 경우, 상기 측정부는 전감마 방사능을 측정하며, 상기 계산부는 상기 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성 물질 유출량을 계산하는 감시 시스템에 관한 것이다.

Description

원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법{System for Monitoring Rupture of Steam Generator Tube in Nuclear Power Plant and Method for Monitoring Using the Same}
본 발명은 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 감시 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소에서 설계기준을 초과하는 원자력 발전소 중대사고 시에는 격납건물 격리신호 및 주증기관 격리신호 등 발전소 안전신호가 발생되어 증기발생기 세관누설 감시기를 포함한 증기발생기 누설을 감시하는 방사선 감시기들이 본래의 기능을 구현하기 어렵다. 따라서 중대사고 진행 중 발생될 수 있는 증기발생기 세관 누설 및 파단(TI-SGTR ; Temperature Induced Steam Generator Tube Rupture) 에 적절히 대처할 수 있는 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 감시 방법이 필요하다.
한국 등록 특허 제101285530호(2013년 07월 05일 공고)
삭제
본 발명의 목적은 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 감시 방법을 제공하는 것이다.
본 발명은 원자력 발전소의 증기발생기 세관누설을 감시하는 시스템에 있어서, 증기발생기와 터빈을 연결하는 증기배관에서의 방사성 물질 누설을 측정하는 측정부, 원자로 저출력 이하 여부 및 원자력 발전소 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단하는 판단부, 상기 측정부에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하는 계산부를 포함하고, 상기 판단부에서 중대사고로 판단한 경우, 상기 측정부는 전감마 방사능을 측정하며, 상기 계산부는 상기 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성 물질 유출량을 계산하는 감시 시스템에 관한 것이다.
상기 측정부는 상기 증기배관에 설치된 증기발생기 세관누설 감시기를 포함하며, 상기 증기발생기 세관누설 감시기는 격납건물과 외부 방출 밸브 사이에 위치할 수 있다.
상기 판단부가 저출력 이하로 판단한 경우, 상기 측정부에서는 전감마 방사능을 측정하며, 상기 계산부에서는 상기 전감마 방사능을 이용해서 방사선량률을 계산하고, 상기 판단부가 저출력 이상으로 판단한 경우, 상기 측정부에서는 N-16 방사성 동위원소를 측정하며, 상기 계산부에서는 상기 N-16 방사성 동위원소를 이용해서 증기발생기 누설률을 계산할 수 있다.
상기 계산부에서는 다음의 [수식]을 통해 상기 2차측 방사성물질 유출량을 계산하며,
[수식]
Figure 112020066057998-pat00001
상기 효율(E)은 대표핵종 감마방사능 검출효율과 2차측 방사능을 통해 계산하며, 상기 2차측 방사능은 다음의 [수식]을 통해 계산할 수 있다.
[수식]
Figure 112020066057998-pat00002
여기서
Figure 112020066057998-pat00003
는 1차측 대표핵종 비방사능[Bq/kg],
Figure 112020066057998-pat00004
는 1차측 밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00005
는 2차측 증기밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00006
는 증기유량[kg/s],
Figure 112020066057998-pat00007
는 대표핵종 붕괴상수[s-1],
Figure 112020066057998-pat00008
는 대표핵종 누설지점에서 검출기까지 이동시간[s]이다.
본 발명은 원자력 발전소의 증기발생기 세관누설을 감시하는 방법에 있어서, 증기발생기와 터빈을 연결하는 증기배관에서의 방사능 누설을 측정하는 측정단계, 원자로 저출력 이하 여부 및 원자력 발전소 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단하는 판단단계, 상기 측정단계에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하는 계산단계를 포함하고, 상기 판단단계에서 중대사고로 판단한 경우, 상기 측정단계에서는 전감마 방사능을 측정하며, 상기 계산단계에서는 상기 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성물질 유출량을 계산하는 감시 방법에 관한 것이다.
상기 측정단계는, 상기 증기배관에 설치된 증기발생기 세관누설 감시기를 이용하여 수행되며, 상기 증기발생기 세관누설 감시기는 격납건물과 외부 방출 밸브 사이에 위치하고, 중대사고시 상기 전감마 방사능의 측정은 상기 외부 방출 밸브가 오픈되어 상기 증기배관에 유량이 발생했을 때 수행될 수 있다.
상기 계산단계에서는 다음의 [수식]을 통해 상기 2차측 방사성물질 유출량을 계산하며,
[수식]
Figure 112020066057998-pat00009
상기 효율(E)은 대표핵종 감마방사능 검출효율과 2차측 방사능을 통해 계산하며, 상기 2차측 방사능은 다음의 [수식]을 통해 계산할 수 있다.
[수식]
Figure 112020066057998-pat00010
여기서
Figure 112020066057998-pat00011
는 1차측 대표핵종 비방사능[Bq/kg],
Figure 112020066057998-pat00012
는 1차측 밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00013
는 2차측 증기밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00014
는 증기유량[kg/s],
Figure 112020066057998-pat00015
는 대표핵종 붕괴상수[s-1],
Figure 112020066057998-pat00016
는 대표핵종 누설지점에서 검출기까지 이동시간[s]이다.
본 발명에 따르면, 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 감시 방법이 제공된다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템의 감시 대상인 원자력 발전소의 구성을 나타낸 것이고,
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템을 나타낸 것이며,
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 방법을 나타낸 순서도이다.
이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다. 첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다.
본 발명에서 ‘방사능 출력치’는 ‘2차측 방사성 물질 유출량’, ‘증기발생기 누설률’ 및/또는 ‘방사선률’을 포함할 수 있다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템의 감시 대상인 원자력 발전소 구성을 도시한 것이다. 도 1에서는 이해를 위해 시스템(1)의 일부인 증기발생기 세관누설 감시기(101)도 같이 도시하였다.
도 1에 도시된 바와 같이, 감시 대상은 증기발생기(10), 증기배관(20), 격납건물(30), 차단밸브(50) 및 터빈(60)을 포함한다.
증기발생기(10)는 원자력 발전 연료의 붕괴 열을 냉각하는 1차측 원자로냉각재와 증기를 생산하는 2차측 급수의 경계로서, 원자로 세관(11)을 포함한다.
증기발생기(10)는 원자로냉각재의 열을 이용해 터빈(60)을 구동시킬 증기를 생산할 수 있다.
증기배관(20)은 증기발생기(10)와 터빈(60)을 연결하며, 격납건물(30)을 통과하게 설치되어 있다. 격납건물(30)의 외부에 위치한 증기배관(20)에는 외부 방출밸브(41, 42)가 연결되어 있다.
증기발생기 세관누설 감시기(101)는 격납건물(30)과 외부 방출밸브(41, 42) 사이에 위치한다.
도 1에서는 외부 방출밸브(41, 42)가 2개 배치되어 있는 것으로 도시되어 있으나, 다른 실시예에서는 외부 방출밸브(41, 42)의 개수는 변경될 수 있다.
차단밸브(50)는 증기배관(20)의 후단에 설치되어 있으며, 중대사고 시 발전소 안전신호 중 하나인 주증기관 차단신호에 의해 자동으로 닫힐 수 있다.
주증기관 차단신호에 의해 차단밸브(50)가 닫힌 중대사고 상황에서 외부 방출밸브(41, 42)의 열림으로 증기유량이 형성될 수 있다.
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템을 나타낸 것이다. 시스템(1)은 측정부(100), 판단부(200) 및 계산부(300)를 포함한다.
측정부(100)에서는 증기발생기(10)와 터빈(60)을 연결하는 증기배관(20)에서의 방사성 물질 누설을 측정한다.
측정부(100)는 증기배관(20)에 설치된 증기발생기 세관누설 감시기(101)를 포함할 수 있다.
증기발생기 세관누설 감시기(101)는 원자로냉각재 및 증기발생기(10) 측의 실시간 운전변수를 입력변수로 사용하여 증기발생기 세관누설을 감시하기 위한 정보를 제공할 수 있다.
판단부(200)에서는 원자로 저출력 여부 및 원자력 발전소 내의 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단한다.
원자력 발전소의 설계기준을 초과하는 중대사고가 발생하면 현저한 노심 손상을 동반할 수 있다. 경수로형 원자력 발전에서는 노심출구온도가 설정치 이상인 경우 중대사고로 진입하게 된다. 이 설정치는 노심이 현저하게 손상되어 방사성 물질이 1차측으로 방출될 가능성이 있는 온도로 정해지는데, 노심출구온도 이외에도 여러 발전소 운전변수로 중대사고 진입을 판단할 수 있다.
현저한 노심 손상은 노심을 냉각하는 원자로냉각재로 핵분열생성물 등의 직접 전이를 유발할 수 있으며, 이에 따라 원자로냉각재 내 방사성 물질은 중대사고 발생 이전보다 방사성물질의 종류도 더 다양해지고, 양도 훨씬 증가할 수 있다.
더불어 사고발생 시 원자로 정지로 인해 원자력 발전소 연료의 핵분열 발생이 더 이상 연쇄반응을 스스로 일으킬 수 없는 수준으로 감소되면 N-16 방사성동위원소의 원자로냉각재 내 분율은 현저히 감소한다.
결국, 중대사고 발생 시 증기발생기 세관 누설 및 파단 감시를 위한 대표핵종은 N-16이 될 수 없으며, 별도의 핵종을 선정해야 한다.
원자력 발전소 중대사고 시 대표핵종은 1차측 전체 방사성 물질 양 대비 분율, 핵종의 환경/인체 위험도, 감시 용이성 및 기존 설비의 활용 가능성을 고려하여 선정할 수 있다.
계산부(300)에서는 측정부(100)에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하며, 판단부(200)의 판단에 따라 측정 대상 및/또는 계산 방법이 달라진다.
도 3을 참조하여, 본 발명의 일실시예에 따른 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 방법을 설명한다.
먼저 증기발생기(10)와 터빈(60)을 연결하는 증기배관(20)에서의 방사능 누설을 측정한다(S10).
이후 원자로 저출력 여부 및 원자력 발전소 내의 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단한다(S20).
다른 실시예에서 측정단계(S10) 및 판단단계(S20)는 동시에 수행될 수 있으며, 예를 들어, 일정한 시간 간격으로 수행될 수 있다.
이후 판단단계(S20)의 판단결과에 따라 계산은 아래와 같이 3가지 유형으로 진행된다.
판단부(200)가 중대사고로 판단한 경우, 측정부(100)는 전감마 방사능을 측정하며(S31), 전감마 방사능의 측정은 외부 방출밸브(41, 42)가 오픈되어 증기배관(20)에 유량이 발생했을 때 수행된다.
또는 측정부(100)는 항시 또는 일정한 주기마다 전감마 방사능을 측정하고 있으며, 중대사고로 판단되면 그 시점에서 측정된 전감마 방사능 값을 이용할 수도 있다.
이때 계산부(300)는 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성물질 유출량을 계산한다.(S32)
계산부(300)에서는 [수식 1]을 통해 2차측 방사성물질 유출량을 계산할 수 있다.
[수식 1]
Figure 112020066057998-pat00017
여기서 효율(E)은 대표핵종 감마방사능 검출효율과 2차측 방사능을 통해 계산한다.
구체적으로는 [수식 2]를 통해 효율(E)를 계산할 수 있다.
[수식 2]
효율(E) [(c/s)/(l/s)] = 대표핵종 감마방사능 검출효율 [(c/s)/(Bq/m3)] × 2차측 방사능 [(Bq/m3)/(l/s)]
여기서 2차측 방사능은 다음의 [수식 3]를 통해 계산할 수 있다.
[수식 3]
Figure 112020066057998-pat00018
여기서
Figure 112020066057998-pat00019
는 1차측 대표핵종 비방사능[Bq/kg],
Figure 112020066057998-pat00020
는 1차측 밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00021
는 2차측 증기밀도[kg/m3],
Figure 112020066057998-pat00022
는 증기유량[kg/s],
Figure 112020066057998-pat00023
는 대표핵종 붕괴상수[s-1],
Figure 112020066057998-pat00024
는 대표핵종 누설지점에서 검출기까지 이동시간[s]이다..
이상과 같은 계산방법으로 중대사고 시 원자로냉각재 내 방사성물질 중 대표 핵종을 감시하여 2차측 방사성물질 유출량(L/s)의 형태로 원자력 발전소 운전원에게 정보를 제공할 수 있다. 중대사고 시 증기유량이 형성되는 경우, 즉 외부 방출밸브(41, 42) 동작으로 방사성 물질이 직접 외부로 유출될 가능성이 있는 경우 증기발생기 세관 누설 및 파단 발생 여부 및 그 측정값을 제공할 수 있다.
판단부(200)가 원자로 출력을 저출력 이하로 판단한 경우, 측정부(100)는 전감마 방사능을 측정하며,(S41) 계산부(300)는 전감마 방사능을 이용해서 방사선량률을 계산한다.(S42)
저출력이란 N-16 방사성 동위원소의 분율이 현저하게 감소하는 원자로 출력을 의미할 수 있다.
판단부(200)가 저출력 이상으로 판단한 경우, 측정부(100)는 N-16 방사성 동위원소를 측정하며,(S51) 계산부(300)는 N-16 방사성 동위원소를 이용해서 증기발생기 누설률을 계산한다.(S52)
이상과 같은 계산으로 원자력 발전소 중대사고 발생 시 사고가 완화되지 못하고 더욱 심각해져 증기발생기 세관 누설 및 파단(TI-SGTR ; Temperature Induced Steam Generator Tube Rupture)이 발생하더라도 이를 신속히 인지할 수 있으며, 후속 완화조치를 빠르게 수행할 수 있다.
원자력 발전소 설계기준사고를 초과하는 경우에도 2차측에서 외부 환경으로 방사성 물질 유출을 정량적으로 확인할 수 있으며, 유출량 실시간으로 제공하여 후속 조치 수행이 적기에 이루어질 수 있다.
이상으로 본 발명 내용의 특정한 부분을 상세히 기술하였는바, 당업계의 통상의 지식을 가진 자에게 있어서, 이러한 구체적 기술은 단지 바람직한 실시 양태일 뿐이며, 이에 의해 본 발명의 범위가 제한되는 것이 아닌 점은 명백할 것이다. 따라서, 본 발명의 실질적인 범위는 첨부된 청구항들과 그것들의 등가물에 의하여 정의된다고 할 것이다.

Claims (7)

  1. 원자력 발전소의 증기발생기 세관누설을 감시하는 시스템에 있어서,
    증기발생기와 터빈을 연결하는 증기배관에서의 방사성 물질 누설을 측정하는 측정부;
    원자로 저출력 이하 여부 및 원자력 발전소 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단하는 판단부;
    상기 측정부에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하는 계산부;를 포함하고,
    상기 판단부에서 중대사고로 판단한 경우,
    상기 측정부는 전감마 방사능을 측정하며,
    상기 계산부는 상기 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성 물질 유출량을 계산하며,
    상기 판단부가 저출력 이하로 판단한 경우,
    상기 측정부에서는 전감마 방사능을 측정하며,
    상기 계산부에서는 상기 전감마 방사능을 이용해서 방사선량률을 계산하고,
    상기 판단부가 저출력 이상으로 판단한 경우,
    상기 측정부에서는 N-16 방사성 동위원소를 측정하며,
    상기 계산부에서는 상기 N-16 방사성 동위원소를 이용해서 증기발생기 누설률을 계산하는 감시 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 측정부는
    상기 증기배관에 설치된 증기발생기 세관누설 감시기를 포함하며,
    상기 증기발생기 세관누설 감시기는 격납건물과 외부 방출 밸브 사이에 위치하는 감시 시스템.
  3. 삭제
  4. 제1항에 있어서
    상기 계산부에서는
    다음의 [수식]을 통해 상기 2차측 방사성물질 유출량을 계산하며,
    [수식]
    Figure 112020066057998-pat00025

    상기 효율(E)은 대표핵종 감마방사능 검출효율과 2차측 방사능을 통해 계산하며,
    상기 2차측 방사능은 다음의 [수식]을 통해 계산하는 감시 시스템.
    [수식]
    Figure 112020066057998-pat00026

    여기서
    Figure 112020066057998-pat00027
    =1차측 대표핵종 비방사능[Bq/kg],
    Figure 112020066057998-pat00028
    =1차측 밀도[kg/m3],
    Figure 112020066057998-pat00029
    =2차측 증기밀도[kg/m3],
    Figure 112020066057998-pat00030
    =증기유량[kg/s],
    Figure 112020066057998-pat00031
    =대표핵종 붕괴상수[s-1],
    Figure 112020066057998-pat00032
    =대표핵종 누설지점에서 검출기까지 이동시간[s].
  5. 원자력 발전소의 증기발생기 세관누설을 감시하는 방법에 있어서,
    증기발생기와 터빈을 연결하는 증기배관에서의 방사능 누설을 측정하는 측정단계;
    원자로 저출력 이하 여부 및 원자력 발전소 설계기준을 초과한 중대사고 여부를 판단하는 판단단계;
    상기 측정단계에서의 측정치를 기초로 방사능 출력치를 계산하는 계산단계;를 포함하고,
    상기 판단단계에서 중대사고로 판단한 경우,
    상기 측정단계에서는 전감마 방사능을 측정하며,
    상기 계산단계에서는 상기 전감마 방사능을 기초로 2차측 방사성물질 유출량을 계산하며,
    상기 계산단계에서는
    다음의 [수식]을 통해 상기 2차측 방사성물질 유출량을 계산하며,
    [수식]
    Figure 112022001883479-pat00044

    상기 효율(E)은 대표핵종 감마방사능 검출효율과 2차측 방사능을 통해 계산하며,
    상기 2차측 방사능은 다음의 [수식]을 통해 계산하는 감시 방법.
    [수식]
    Figure 112022001883479-pat00045

    여기서
    Figure 112022001883479-pat00046
    =1차측 대표핵종 비방사능[Bq/kg],
    Figure 112022001883479-pat00047
    =1차측 밀도[kg/m3],
    Figure 112022001883479-pat00048
    =2차측 증기밀도[kg/m3],
    Figure 112022001883479-pat00049
    =증기유량[kg/s],
    Figure 112022001883479-pat00050
    =대표핵종 붕괴상수[s-1],
    Figure 112022001883479-pat00051
    =대표핵종 누설지점에서 검출기까지 이동시간[s].
  6. 제5항에 있어서,
    상기 측정단계는,
    상기 증기배관에 설치된 증기발생기 세관누설 감시기를 이용하여 수행되며,
    상기 증기발생기 세관누설 감시기는 격납건물과 외부 방출 밸브 사이에 위치하고,
    중대사고시 상기 전감마 방사능의 측정은 상기 외부 방출 밸브가 오픈되어 상기 증기배관에 유량이 발생했을 때 수행되는 감시 방법.
  7. 삭제
KR1020200078305A 2020-06-26 2020-06-26 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법 KR102415262B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020200078305A KR102415262B1 (ko) 2020-06-26 2020-06-26 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020200078305A KR102415262B1 (ko) 2020-06-26 2020-06-26 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20220000543A KR20220000543A (ko) 2022-01-04
KR102415262B1 true KR102415262B1 (ko) 2022-06-30

Family

ID=79342352

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020200078305A KR102415262B1 (ko) 2020-06-26 2020-06-26 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR102415262B1 (ko)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101519799B1 (ko) 2014-09-30 2015-05-12 주식회사 휴비스워터 경수로 원자력발전소 증기발생기 세관 누설 온라인 감시를 위한 자외선-가시광선 분광광도측정장치와 이온크로마토그래피를 이용하는 붕소이온의 검출방법 및 검출시스템
JP2016133366A (ja) 2015-01-19 2016-07-25 株式会社フジタ 放射性物質のモニタリング装置および放射性物質のモニタリング方法

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100960787B1 (ko) * 2008-05-19 2010-06-01 한국전력공사 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법
KR101481155B1 (ko) * 2012-12-26 2015-01-09 한국전력기술 주식회사 원전 증기발생기의 수위 변화율에 따른 이득 조절장치 및 방법
KR101285530B1 (ko) 2013-01-23 2013-07-17 한국정수공업 주식회사 붕소이온을 이용하여 원자력발전소 증기발생기 세관의 누설을 감시하는 방법 및 감시시스템

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101519799B1 (ko) 2014-09-30 2015-05-12 주식회사 휴비스워터 경수로 원자력발전소 증기발생기 세관 누설 온라인 감시를 위한 자외선-가시광선 분광광도측정장치와 이온크로마토그래피를 이용하는 붕소이온의 검출방법 및 검출시스템
JP2016133366A (ja) 2015-01-19 2016-07-25 株式会社フジタ 放射性物質のモニタリング装置および放射性物質のモニタリング方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR20220000543A (ko) 2022-01-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100960787B1 (ko) 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법
KR102415262B1 (ko) 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법
KR20130104336A (ko) 피동형 노심냉각시스템
Kunitomi et al. Safety design
Park et al. Study of transient events during the full-system chemical decontamination operation of the Kori-1 nuclear power plant
Guidez et al. Safety
Snell Safety of CANDU nuclear power stations
Jing et al. Assessment and Control Value Formulation on Radiological Consequence of On-Site Worker due to Radioactive Component Failure for Pressurized Water Reactor Plant
D’Auria et al. Thermal–hydraulic performance of confinement system of RBMK in case of accidents
Lima et al. Parametric Studies for SG Water Levels and Locations of Tube Ruptures Using MAAP-ISAAC 4.03 Code during MSGTR Severe Accident
Shepelev et al. Safety Assurance for BN-1200 Power Unit During Accidents
Kumar et al. Equipment Qualification Program Under Accident Conditions for KAPP-3&4 Indian Pressurized Heavy Water Reactors
Flanagan et al. Safety issues and approach to meet the safety requirements in the tokamak cooling water system of ITER
Ergün et al. The Safety Case
D’Auria et al. The individual channel monitoring (ICM) proposal to improve the safety performance of RBMK
Steele FAST FLUX TEST FACILITY OVERALL CONCEPTUAL SYSTEMS DESIGN DESCRIPTION.
JPH05100075A (ja) 原子炉監視システム
Slagle et al. Radioactive gaseous effluent source terms for postulated accident conditions in light-water-cooled nuclear power plants
Yune et al. Evaluation of Applicability of LWR General Design Requirements to SFR
Weisbrodt Engineering and licensing progress of the HTR-Module
Holcomb Impact of Passive Safety on FHR Instrumentation Systems Design and Classification
Clayton et al. Key Parameters for Operator Diagnosis of BWR Plant Condition during a Severe Accident
Energy Report Rapp CA9200/29
Khademi Failure in Determining the Precise Location of Radioactive Material Detection Sensors in the Steam Generator (Sg) Outle
Hajra Regulatory requirements on the evaluations of safety margins for operating reactors in India

Legal Events

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