KR102418902B1 - Safety system for a nuclear power plant and nuclear power plant having the same - Google Patents
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Abstract
본 발명은, 격납부의 내부에 배치되고, 사고 발생 시 상기 격납부 내부의 대기를 냉각시키도록 이루어지는 제1 열교환부; 상기 격납부의 외부에 배치되며, 상기 제1 열교환부로부터 승온된 유체를 전달받아 냉각시키도록 이루어지는 제2 열교환부; 상기 격납부와 연통되게 형성되고, 사고 발생 시 상기 격납부 내부로 확산되는 방사성 물질을 포함하는 증기와 비응축성기체를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수를 저장하는 재장전수조; 및 상기 재장전수조의 내부에 배치되고, 상기 제2 열교환부로부터 냉각된 유체를 전달받아 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환하도록 이루어지며, 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환된 유체를 상기 제1 열교환부로 전달하도록 이루어지는 제3 열교환부를 포함하고, 상기 제1 내지 제3 열교환부는 폐회로 형태의 순환루프를 형성하여, 제1 내지 제3 열교환부를 순환하는 유체가 외부와 격리된 상태로 상기 순환루프상에서 흐르도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 원전안전계통을 개시한다.The present invention includes: a first heat exchange unit disposed inside the containment unit and configured to cool the atmosphere inside the containment unit when an accident occurs; a second heat exchange unit disposed outside the containment unit and configured to receive and cool the fluid heated from the first heat exchange unit; a reload tank formed in communication with the containment unit and configured to store cooling water for reducing the concentration of the radioactive material by receiving steam and non-condensable gas containing radioactive material that diffuses into the containment unit when an accident occurs; and disposed inside the reloading water tank, receiving the cooled fluid from the second heat exchange unit to exchange heat with the cooling water stored in the reloading water tank, and transferring the fluid heat-exchanged with the cooling water stored in the reloading water tank to the first and a third heat exchange unit configured to be transferred to the first heat exchange unit, wherein the first to third heat exchange units form a closed circuit circulation loop so that the fluid circulating in the first to third heat exchange units is isolated from the outside. Disclosed is a nuclear power plant safety system, characterized in that made to flow in the phase.
Description
본 발명은 원전의 사고 발생 시 격납건물을 냉각시켜 격납건물의 압력을 낮추도록 이루어지는 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전에 관한 것이다.The present invention relates to a nuclear power plant safety system configured to reduce the pressure of a containment building by cooling a containment building when an accident occurs in a nuclear power plant, and a nuclear power plant having the same.
도 1은 종래의 원전안전계통(2) 및 이를 구비하는 원전(1)을 보인 개념도이다.1 is a conceptual diagram showing a conventional nuclear power plant safety system (2) and a nuclear power plant (1) having the same.
도 1을 참조하면, 원전(1)은 원전(1)의 주요 구성들을 외부 환경으로부터 보호하고 방사성 물질 등의 위험 물질이 외부로 누출되는 것을 방지하기 위하여, 원전(1)의 주요 구성들을 감싸 보호하는 격납부(3,4)를 포함한다. 격납부(3,4)는 원전(1)의 주요 구성들을 1차적으로 보호하는 제1 격납건물(3)과, 원전(1)의 주요 구성들을 2차적으로 보호하는 제2 격납건물(4)을 구비할 수 있다.Referring to FIG. 1 , the
한편, 제1 격납건물(3)은, 내부에 노심(3a2)을 수용하는 원자로용기(3a1)를 보호하는 원자로 격납건물(3a)과, 노심보충탱크(3b1)를 보호하는 노심보충탱크 격납건물(3b)과, 안전주입탱크(3c1)를 보호하는 안전주입탱크 격납건물(3c)으로 이루어질 수 있다. 원자로 격납건물(3a), 노심보충탱크 격납건물(3b), 안전주입탱크 격납건물(3c)은 서로 항상 연결되도록 이루어진다.On the other hand, the
또한, 원전(1)은 소형냉각재파단사고 등과 같은 냉각재 누출사고 발생 시 제1 격납건물(3) 내부로 확산되는 고온·고압의 증기와 방사성 물질의 농도를 저감시키도록 구성되는 증기 및 방사성 물질 제거 계통(6)을 포함할 수 있다. 증기 및 방사성 물질 제거 계통(6)은, 제1 격납건물(3)과 제1 연결관(6a2)에 의해 연통되게 형성되는 격납용기 내 재장전수조(6a)와, 격납용기 내 재장전수조(6a)와 제2 연결관(6b1)에 의해 연통되게 형성되는 방사성 물질 제거 탱크(6b)를 포함할 수 있다. In addition, the
격납용기 내 재장전수조(6a)와 방사성 물질 제거 탱크(6b)의 내부에는 유입되는 고온·고압의 증기와 비응축성기체에 포함된 방사성 물질을 제거하는 냉각수(6a1,6b1)가 각각 저장되게 형성될 수 있다. 방사성 물질 제거 탱크(6b)의 일측은 제3 연결관(6b2)에 의해 제2 격납건물(4)의 내부와 연통되게 형성될 수 있다.Inside the
또한, 원전(1)은 사고 발생 시 원전(1)의 장기냉각을 수행하는 장기냉각계통(5)을 포함할 수 있다. 장기냉각계통(5)은 사고 발생 시, 제1 격납건물(3)로부터 제1 격납건물(3) 내부에 존재하는 고온의 유체를 전달받고, 전달받은 유체의 열을 제거하도록 이루어진다. 장기냉각계통(5)은 제2 격납건물(4)의 외부에 배치되어 최종 열제거 기능을 수행하는 열교환기(5a)를 포함할 수 있다. 그리고, 열교환기(5a)는 냉각수(5c)가 저장된 비상냉각탱크(5b)의 내부에 배치될 수 있다. 또한, 열교환기(5a)의 일측과 타측은, 유체의 이동 경로를 형성하는 연결배관(5d1,5d2)에 의해 각각 원자로 격납건물(3a) 및 안전주입탱크 격납건물(3c)과 연결될 수 있다.In addition, the nuclear power plant (1) may include a long-term cooling system (5) for performing long-term cooling of the nuclear power plant (1) in the event of an accident. The long-
여기에서, 종래의 장기냉각계통(5)의 경우, 최종 열침원이 제2 격납건물(4)의 외부에 배치되고, 사고 발생 시 제1 격납건물(3) 내부의 고온의 유체가 열교환기(5a)로 직접 전달되면서 제1 격납건물(3) 내부의 냉각이 이루어진다.Here, in the case of the conventional long-term cooling system (5), the final heat sink is disposed outside the second containment building (4), and when an accident occurs, the high-temperature fluid inside the first containment building (3) is transferred to the heat exchanger ( The cooling of the inside of the
하지만, 이와 같은 종래의 장기냉각계통(5)의 경우, 제1 격납건물(3)의 내부에서 열교환기(5a)로 전달되는 열전달 유체에 방사성 물질이 포함되어, 제2 격납건물(4)의 외부에 배치되는 열교환기(5a)를 통해 방사성 물질이 격납부(3,4)의 외부로 누출될 가능성이 크다는 문제점을 나타낸다.However, in the case of such a conventional long-term cooling system (5), a radioactive material is included in the heat transfer fluid transferred from the inside of the first containment building (3) to the heat exchanger (5a), the second containment building (4) It represents a problem that there is a high possibility that the radioactive material leaks to the outside of the
본 발명의 일 목적은, 격납부의 외부에 최종 열침원이 배치되는 장기냉각계통에 있어서, 사고 발생 시 격납부 내부에 존재하는 방사성 물질이 장기냉각계통의 최종 열침원을 통하여 격납부 외부로 누출되는 사고를 방지할 수 있는 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전을 제공하기 위한 것이다.One object of the present invention is, in a long-term cooling system in which a final heat sink is disposed outside a containment unit, when an accident occurs, radioactive material existing inside the containment unit leaks out of the containment unit through the final heat sink of the long-term cooling system. It is to provide a nuclear power plant safety system capable of preventing accidents and a nuclear power plant having the same.
본 발명의 다른 일 목적은, 사고 발생 시 격납부로부터 방출되는 증기와 비응축성기체에 포함된 방사성 물질을 냉각수와 접촉시켜 열과 함께 방사성 물질의 농도를 저감시키도록 이루어지는 방사성 물질 제거 계통에 있어서, 방사성 물질 제거 계통의 안정성을 보다 향상시킬 수 있는 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전을 제공하기 위한 것이다.Another object of the present invention is a radioactive material removal system made to reduce the concentration of radioactive material together with heat by contacting the radioactive material contained in the vapor and non-condensable gas emitted from the containment unit in the event of an accident with cooling water, An object of the present invention is to provide a nuclear power plant safety system capable of further improving the stability of the material removal system and a nuclear power plant having the same.
이와 같은 본 발명의 일 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 일 실시예에 따르는 원전안전계통은, 격납부의 내부에 배치되고, 사고 발생 시 상기 격납부 내부의 대기를 냉각시키도록 이루어지는 제1 열교환부; 상기 격납부의 외부에 배치되며, 상기 제1 열교환부로부터 승온된 유체를 전달받아 냉각시키도록 이루어지는 제2 열교환부; 상기 격납부와 연통되게 형성되고, 사고 발생 시 상기 격납부 내부로 확산되는 방사성 물질을 포함하는 증기와 비응축성기체를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수를 저장하는 재장전수조; 및 상기 재장전수조의 내부에 배치되고, 상기 제2 열교환부로부터 냉각된 유체를 전달받아 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환하도록 이루어지며, 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환된 유체를 상기 제1 열교환부로 전달하도록 이루어지는 제3 열교환부를 포함하고, 상기 제1 내지 제3 열교환부는 폐회로 형태의 순환루프를 형성하여, 제1 내지 제3 열교환부를 순환하는 유체가 외부와 격리된 상태로 상기 순환루프상에서 흐르도록 이루어진다.In order to achieve the above object of the present invention, the nuclear power plant safety system according to an embodiment of the present invention is disposed inside a containment unit, and a first heat exchange unit configured to cool the atmosphere inside the containment unit when an accident occurs. ; a second heat exchange unit disposed outside the containment unit and configured to receive and cool the fluid heated from the first heat exchange unit; a reload tank formed in communication with the containment unit and configured to store cooling water for reducing the concentration of the radioactive material by receiving steam and non-condensable gas containing radioactive material that diffuses into the containment unit when an accident occurs; and disposed inside the reloading water tank, receiving the cooled fluid from the second heat exchange unit to exchange heat with the cooling water stored in the reloading water tank, and transferring the fluid heat-exchanged with the cooling water stored in the reloading water tank to the first and a third heat exchange unit configured to be transferred to the first heat exchange unit, wherein the first to third heat exchange units form a closed circuit circulation loop so that the fluid circulating in the first to third heat exchange units is isolated from the outside. made to flow over
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 제3 열교환부는, 적어도 일부가 상기 재장전수조에 저장된 냉각수에 잠기도록 배치될 수 있다.According to an example related to the present invention, at least a part of the third heat exchange unit may be immersed in the cooling water stored in the reload tank.
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 순환루프는 사고 발생 시 유체가 흐르도록 이루어질 수 있다.According to an example related to the present invention, the circulation loop may be formed so that a fluid flows when an accident occurs.
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 원전안전계통은, 상기 순환루프상에 마련되고, 사고 발생 전 폐쇄되며, 사고 발생 시 개방되어 상기 순환루프를 흐르는 유체의 유동을 허용하도록 이루어지는 격리밸브를 더 포함할 수 있다.According to an example related to the present invention, the nuclear power plant safety system further includes an isolation valve provided on the circulation loop, closed before an accident, and opened when an accident occurs to allow the flow of fluid flowing through the circulation loop may include
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 격리밸브는 상기 제2 열교환부와 상기 제3 열교환부 사이에 배치될 수 있다.According to an example related to the present invention, the isolation valve may be disposed between the second heat exchange part and the third heat exchange part.
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 격납부는, 제1 격납부; 및 상기 제1 격납부를 감싸도록 형성되는 제2 격납부를 포함하고, 상기 제1 열교환기는 상기 제1 격납부의 내부에 배치되며, 상기 제2 열교환기는 상기 제2 격납부의 외부에 배치될 수 있다.According to an example related to the present invention, the storage unit includes: a first storage unit; and a second containment unit formed to surround the first containment unit, wherein the first heat exchanger is disposed inside the first containment unit, and the second heat exchanger is disposed outside the second containment unit. can
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 재장전수조는, 상기 제1 및 제2 격납부와 각각 연통되도록 형성될 수 있다.According to an example related to the present invention, the reloading water tank may be formed to communicate with the first and second storage units, respectively.
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 원전안전계통은, 상기 재장전수조 및 상기 제2 격납부와 각각 연통되게 형성되고, 상기 재장전수조로부터 상기 방사성 물질을 포함하는 증기와 공기를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수를 저장하는 보조수조를 더 포함할 수 있다.According to an example related to the present invention, the nuclear power plant safety system is formed to communicate with the reload tank and the second containment, respectively, and receives steam and air containing the radioactive material from the reload tank and the It may further include an auxiliary water tank for storing cooling water for reducing the concentration of radioactive materials.
본 발명과 관련된 일 예에 따르면, 상기 원전안전계통은, 냉각수를 저장 가능하게 형성되고, 상기 제2 열교환부를 수용하는 비상냉각수조를 더 포함하고, 상기 제2 열교환부는, 상기 비상냉각수조에 저장된 냉각수에 적어도 일부가 잠기도록 배치될 수 있다.According to an example related to the present invention, the nuclear power plant safety system further includes an emergency cooling water tank configured to store cooling water and accommodating the second heat exchange unit, wherein the second heat exchange unit includes cooling water stored in the emergency cooling water tank. At least a portion may be disposed to be locked.
한편, 본 발명의 일 목적을 달성하기 위하여 본 발명의 일 실시예에 따르는 원전은, 상기 원전안전계통을 포함한다.On the other hand, in order to achieve one object of the present invention, a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes the nuclear power plant safety system.
상기와 같은 구성의 본 발명에 의하면, 격납부 내부에 제1 열교환부가 배치되며, 격납부 외부에 제1 열교환부와 연결되는 제2 열교환부가 배치되고, 재장전수조 내부에 제1 및 제2 열교환부와 연결되는 제3 열교환부가 배치된다. 여기에서, 제1 내지 제3 열교환부는 폐회로 형태의 순환루프를 형성한다. 이에 따라, 제1 내지 제3 열교환부를 순환하면서 열전달이 이루어지는 유체가 외부와 격리된 상태로 순환루프상에서 흐르도록 이루어진다.According to the present invention having the above configuration, the first heat exchange unit is disposed inside the containment unit, the second heat exchange unit connected to the first heat exchange unit is disposed outside the containment unit, and the first and second heat exchanges are disposed inside the reloading water tank. A third heat exchange unit connected to the unit is disposed. Here, the first to third heat exchange units form a circulation loop in the form of a closed circuit. Accordingly, the fluid through which heat is transferred while circulating through the first to third heat exchange units flows on the circulation loop in a state isolated from the outside.
결과적으로, 제1 내지 제3 열교환부로 구성되는 원전의 장기냉각계통에서, 사고 발생 시 격납부 내부에 존재하는 방사성 물질을 포함하는 유체가 열전달 매개체에서 배제되어, 방사성 물질을 포함하는 유체가 격납부의 외부로 누출될 가능성을 차단할 수 있다.As a result, in the long-term cooling system of a nuclear power plant composed of the first to third heat exchange units, when an accident occurs, the fluid containing the radioactive material present inside the containment is excluded from the heat transfer medium, and the fluid containing the radioactive material is stored in the containment unit. It can prevent the possibility of leakage to the outside of the
아울러, 제3 열교환부가, 재장전수조의 내부에 배치되고, 제2 열교환부로부터 냉각된 유체를 전달받아, 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환되도록 이루어져, 제1 내지 제3 열교환부의 기능이 작동됨에 따라 재장전수조에 저장된 냉각수의 온도를 함께 낮출 수 있다. 이에 따라, 재장전수조를 통한 격납부의 냉각 효율을 증가시켜 원전의 안정성을 보다 향상시킬 수 있다.In addition, the third heat exchange unit is disposed inside the reloading water tank, receives the cooled fluid from the second heat exchange unit, and exchanges heat with the cooling water stored in the reload water tank, so that the functions of the first to third heat exchange units are operated. Accordingly, the temperature of the coolant stored in the reload tank can be lowered together. Accordingly, it is possible to further improve the stability of the nuclear power plant by increasing the cooling efficiency of the containment unit through the reload tank.
도 1은 종래의 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전을 보인 개념도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전안전계통 및 이를 구비하는 원전을 보인 개념도이다.1 is a conceptual diagram showing a conventional nuclear power plant safety system and a nuclear power plant having the same.
2 is a conceptual diagram illustrating a nuclear power plant safety system and a nuclear power plant having the same according to an embodiment of the present invention.
이하, 본 발명에 관련된 원전안전계통(100) 및 이를 구비하는 원전(10)에 대하여 도면을 참조하여 보다 상세하게 설명한다.Hereinafter, the nuclear power
본 명세서에서는 서로 다른 실시예라도 동일·유사한 구성에 대해서는 동일·유사한 참조번호를 부여하고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음한다.In the present specification, the same and similar reference numerals are assigned to the same and similar components even in different embodiments, and the description is replaced with the first description.
어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어" 있다거나 "접속되어" 있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 또는 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 접속되어" 있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다.When a component is referred to as being “connected” or “connected” to another component, it may be directly connected or connected to the other component, but it is understood that other components may exist in between. it should be On the other hand, when it is said that a certain element is "directly connected" or "directly connected" to another element, it should be understood that the other element does not exist in the middle.
본 명세서에서 사용되는 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.As used herein, the singular expression includes the plural expression unless the context clearly dictates otherwise.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전안전계통(100) 및 이를 구비하는 원전(10)을 보인 개념도이다.2 is a conceptual diagram showing a nuclear power
도 2를 참조하면, 원전(10)은 원전안전계통(100)을 포함한다.Referring to FIG. 2 , the
원전(10)은, 원전(10)의 주요 구성들을 외부 환경으로부터 보호하고 방사성 물질 등의 위험 물질이 외부로 누출되는 것을 방지하도록, 원전(10)의 주요 구성들을 감싸 보호하는 격납부(11,12)를 포함한다. 상기 격납부(11,12)는, 제1 격납부(11)와, 제1 격납부(11)를 감싸도록 형성되는 제2 격납부(12)로 이루어질 수 있다. 제1 격납부(11)는 원전(10)의 주요 구성들을 1차적으로 보호하고, 제2 격납부(12)는 제1 격납부(11)를 감싸도록 형성되어 원전(10)의 주요 구성들을 2차적으로 보호하도록 이루어질 수 있다.The
한편, 제1 격납부(11)는, 내부에 노심(11a2)을 수용하는 원자로용기(11a1)를 보호하는 제1 내부 격납건물(11a)과, 노심보충탱크(11b1)를 보호하는 제2 내부 격납건물(11b)과, 안전주입탱크(11c1)를 보호하는 제3 내부 격납건물(11c)로 이루어질 수 있다. 노심보충탱크(11b1)는, 후술하는 냉각재 상실사고(loss of coolant accident, LOCA) 발생 시 원자로냉각재계통의 냉각재를 보충하기 위한 냉각수를 저장하도록 형성될 수 있다. 또한, 안전주입탱크(11c1)는, 상기 냉각재 상실사고 발생 시 노심냉각을 위하여 원자로냉각재계통에 냉각재를 공급하도록 이루어질 수 있다. 제1 내지 제3 내부 격납건물(11a,11b,11c)은 서로 연통되게 형성될 수 있다.On the other hand, the
원전안전계통(100)은, 냉각재 상실사고와 같은 사고 발생 시, 제1 격납부(11) 내부의 고온·고압의 증기를 냉각시켜 높아진 압력을 낮추는 한편, 제1 격납부(11) 내부로 확산되는 방사성 물질의 농도를 저감시키도록 이루어질 수 있다. 상기 냉각재 상실사고는, 원자로에서 발생하는 사고 중 하나로, 원자로에 냉각수를 공급하는 원자로냉각재계통의 배관이 파단되고 파단부위를 통하여 냉각수가 상실되는 사고를 의미한다.The nuclear power
원전안전계통(100)은, 제1 열교환부(110), 제2 열교환부(120), 재장전수조(130) 및 제3 열교환부(140)를 포함한다.The nuclear power
제1 열교환부(110)는, 격납부(11,12)의 내부에 배치되고, 원전(10)의 사고 발생 시 격납부(11,12) 내부의 고온·고압의 증기를 냉각시키도록 이루어질 수 있다. 제1 열교환부(110)는 제1 격납부(11)의 내부에 배치될 수 있다. 예를 들어, 제1 열교환부(11)는 도 2에 도시된 바와 같이, 제1 내부 격납건물(11a)의 내부에 배치될 수 있다. 다만, 본 발명의 도면에서는 도시되지 않았으나, 제1 열교환부(110)는, 제2 내부 격납건물(11b) 또는 제3 내부 격납건물(11c)의 내부에 배치될 수도 있다. 또한, 제1 열교환부(110)는, 복수로 이루어져, 제1 내지 제3 내부 격납건물(11a,11b,11c)의 일부 또는 전부에 모두 배치될 수도 있다.The first
제2 열교환부(120)는, 격납부(11,12)의 외부에 배치되고, 제1 열교환부(110)로부터 승온된 유체를 전달받아 냉각시키도록 이루어질 수 있다. 예를 들어, 제2 열교환부(120)는, 제1 격납부(11)를 감싸도록 형성되는 제2 격납부(12)의 외부에 배치될 수 있다.The second
재장전수조(130)는, 격납부(11,12)와 연통되게 형성되고, 원전(10)의 사고 발생 시, 격납부(11,12) 내부로 확산되는 방사성 물질을 포함하는 증기와 공기를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수(130a)를 저장하도록 이루어질 수 있다.The reload
제3 열교환부(140)는, 재장전수조(130)의 내부에 배치되며, 제2 열교환부(120)에서 냉각된 유체를 전달받아 재장전수조(130)에 저장된 냉각수(130a)와 열교환하도록 이루어지고, 재장전수조(130)에 저장된 냉각수(130a)와 열교환된 유체를 다시 제1 열교환부(110)로 전달하도록 이루어질 수 있다. 한편, 도 2에 도시된 바와 같이 제3 열교환부(140)의 적어도 일부는 상기 재장전수조(130)에 저장된 냉각수(130a)에 잠기도록 배치될 수 있다. 이에 따라, 제3 열교환부(140)에 의해 이루어지는, 제2 열교환부(120)로부터 전달되는 냉각된 유체와 재장전수조(130) 내부에 저장된 냉각수(130a)와의 열교환 과정이 보다 직접적으로 이루어질 수 있다.The third
여기에서, 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)는 폐회로(closed circuit) 형태의 순환루프(CL)를 형성하여, 상기 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)를 순환하는 유체가 외부와 격리된 상태로 상기 순환루프(CL)상에서 흐르도록 이루어진다. 원전안전계통(100)는, 제1 열교환부(110)와 제2 열교환부(120)를 연결하여 열교환 유체의 이동 경로를 형성하는 제1 연결배관(181)과, 제2 열교환부(120)와 제3 열교환부(140)를 연결하여 열교환 유체의 이동 경로를 형성하는 제2 연결배관(182)과, 제3 열교환부(140)와 제1 열교환부(110)를 연결하여 열교환 유체의 이동 경로를 형성하는 제3 연결배관(183)을 포함할 수 있다.Here, the first to third
한편, 상기 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)로 이루어지는 상기 순환루프(CL)는, 원전(10)의 사고 발생 시 유체가 흐르면서 작동하도록 이루어질 수 있다. 예를 들어, 원전안전계통(100)은, 격리밸브(150)를 더 포함할 수 있다.Meanwhile, the circulation loop CL including the first to third
격리밸브(150)는, 상기 순환루프(CL)상에 마련되며, 원전(10)의 사고 발생 전, 원전(10)의 정상 운전 시에는, 폐쇄되고, 원전(10)의 사고 발생 시 개방되어, 상기 순환루프(CL)를 흐르는 유체의 유동을 허용하도록 이루어질 수 있다. 격리밸브(150)는 복수로 마련될 수 있다. 격리밸브(150)가 복수로 구비되는 경우, 복수의 격리밸브(150)는 상기 순환루프(CL)상에서 서로 다른 위치에 배치될 수 있다. 상기 격리밸브(150)는, 예를 들어, 제2 열교환부(120)와 제3 열교환부(140) 사이에 배치될 수 있다.The
한편, 재장전수조(130)는, 제1 격납부(11)와 제2 격납부(12)와 각각 연통되도록 형성될 수 있다. 재장전수조(130)는, 제1 격납부(11)와 재장전수조(130)를 연통시키며, 제1 격납부(11)에서 발생된 방사성 물질을 포함하는 증기와 비응축성기체의 이동 경로를 형성하는 제1 방출배관(131)에 의해 제1 격납부(11)와 연통될 수 있다. 또한, 원전안전계통(100)은 보조수조(160)를 더 포함할 수 있다. Meanwhile, the reloading
보조수조(160)는, 재장전수조(130) 및 제2 격납부(12)와 각각 연통되게 형성되며, 재장전수조(130)로부터 상기 방사성 물질을 포함하는 증기와 비응축성기체를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수(160a)를 저장하도록 이루어질 수 있다. 보조수조(160)는, 재장전수조(130)와 보조수조(160)를 연통시키고, 재장전수조(130)에서 1차적으로 제거되지 못한 방사성 물질을 포함하는 증기와 공기의 이동 경로를 형성하는 제2 방출배관(161)에 의해 재장전수조(130)와 연통될 수 있다. 보조수조(160)와 제2 격납부(12)는 제3 방출배관(162)에 의해 연결되어, 재장전수조(130)와 보조수조(160)를 거치면서 상기 방사성 물질이 제거된 비응축성 기체가 보조수조(160)에서 제2 격납부(12)로 전달될 수 있다.The
또한, 본 발명의 도면에서는 도시되지 않았으나, 상기 제3 열교환부(140)는, 상기 보조수조(160)의 내부에 배치될 수도 있다. 즉, 상기 제3 열교환부(140)는, 재장전수조(130) 및 보조수조(160) 중 적어도 어느 하나의 내부에 배치될 수 있다.In addition, although not shown in the drawings of the present invention, the third
한편, 원전안전계통(100)는, 비상냉각수조(170)를 더 포함할 수 있다.Meanwhile, the nuclear power
비상냉각수조(170)는, 냉각수(170a)를 저장 가능하게 형성되며, 상기 제2 열교환부(120)를 수용하도록 이루어질 수 있다. 여기에서, 상기 제2 열교환부(120)는, 비상냉각수조(170)에 저장된 냉각수(170a)에 적어도 일부가 잠기도록 배치될 수 있다.The emergency
이상에서 설명한 본 발명에 의하면, 상기 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)가 상기 폐회로 형태의 순환루프(CL)를 형성하여, 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)를 순환하면서 열전달이 이루어지는 유체가 외부와 격리된 상태로 상기 순환루프(CL)상에서 흐르도록 이루어진다. 이에 따라, 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)로 구성되는 원전(10)의 장기냉각계통에서, 원전(10)의 사고 발생 시 격납부(11,12) 내부에 존재하는 방사성 물질을 포함하는 유체가 열전달 매개체에서 배제되어, 상기 방사성 물질을 포함하는 유체가 격납부(11,12)의 외부로 누출될 가능성을 차단할 수 있다.According to the present invention described above, the first to third
아울러, 재장전수조(130)의 내부에 배치되는 제3 열교환부(140)가, 제2 열교환부(120)로부터 냉각된 유체를 전달받아, 재장전수조(130)에 저장된 냉각수(130a)와 열교환되도록 이루어져, 원전(10)의 사고 발생 시 제1 내지 제3 열교환부(110,120,140)의 기능이 작동됨에 따라 재장전수조(130)에 저장된 냉각수(130a)의 온도를 함께 낮출 수 있다. 결과적으로, 재장전수조(130)를 통한 격납부(11,12)의 냉각 효율을 증가시켜 원전(10)의 안정성을 보다 향상시킬 수 있다.In addition, the third
전술한 내용은 단지 예시적인 것에 불과하며, 설명된 실시예들의 범주 및 기술적 사상을 벗어남이 없이, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 다양한 수정들이 이루어질 수 있다. 전술한 실시예들은 개별적으로 또는 임의의 조합으로 구현될 수 있다.The foregoing is merely exemplary, and various modifications may be made by those skilled in the art to which the present invention pertains without departing from the scope and spirit of the described embodiments. The above-described embodiments may be implemented individually or in any combination.
100 : 원전안전계통 110 : 제1 열교환부
120 : 제2 열교환부 130 : 재장전수조
131 : 제1 방출배관 140 : 제3 열교환부
150 : 격리밸브 160 : 보조수조
161 : 제2 방출배관 162 : 제3 방출배관
170 : 비상냉각수조 181 : 제1 연결배관
182 : 제2 연결배관 183 : 제3 연결배관
10 : 원전 11 : 제1 격납부
11a : 제1 내부 격납건물 11a1 : 원자로용기
11a2 : 노심 11b : 제2 내부 격납건물
11b1 : 노심보충탱크 11c : 제3 내부 격납건물
11c1 : 안전주입탱크 12 : 제2 격납부100: nuclear power plant safety system 110: first heat exchange unit
120: second heat exchange unit 130: reload tank
131: first discharge pipe 140: third heat exchange unit
150: isolation valve 160: auxiliary water tank
161: second discharge pipe 162: third discharge pipe
170: emergency cooling water tank 181: first connection pipe
182: second connection pipe 183: third connection pipe
10: nuclear power plant 11: first containment unit
11a: first internal containment building 11a1: reactor vessel
11a2:
11b1:
11c1: safety injection tank 12: second containment unit
Claims (10)
상기 제1 격납부의 내부에 배치되고, 사고 발생 시 상기 제1 격납부의 내부의 대기를 냉각시키도록 이루어지는 제1 열교환부;
상기 제2 격납부의 외부에 배치되며, 상기 제1 열교환부로부터 승온된 유체를 전달받아 냉각시키도록 이루어지는 제2 열교환부;
상기 격납부와 연통되게 형성되고, 사고 발생 시 상기 격납부 내부로 확산되는 방사성 물질을 포함하는 증기와 비응축성기체를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수를 저장하는 재장전수조; 및
상기 재장전수조의 내부에 배치되고, 상기 제2 열교환부로부터 냉각된 유체를 전달받아 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환하도록 이루어지며, 상기 재장전수조에 저장된 냉각수와 열교환된 유체를 상기 제1 열교환부로 전달하도록 이루어지는 제3 열교환부를 포함하고,
상기 제1 내지 제3 열교환부는 폐회로 형태의 순환루프를 형성하여, 제1 내지 제3 열교환부를 순환하는 유체가 외부와 격리된 상태로 상기 순환루프 상에서 흐르도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.a storage unit including a first storage portion and a second storage portion formed to surround the first storage portion;
a first heat exchange unit disposed inside the first containment unit and configured to cool the atmosphere inside the first containment unit when an accident occurs;
a second heat exchange unit disposed outside the second containment unit and configured to receive and cool the fluid heated from the first heat exchange unit;
a reload tank formed in communication with the containment unit and configured to store cooling water for reducing the concentration of the radioactive material by receiving steam and non-condensable gas containing radioactive material that diffuses into the containment unit when an accident occurs; and
disposed inside the reloading water tank, receiving the cooled fluid from the second heat exchange unit to exchange heat with the cooling water stored in the reloading water tank, and transferring the fluid heat-exchanged with the cooling water stored in the reloading water tank to the first a third heat exchange unit configured to be transmitted to the heat exchange unit;
The nuclear power plant safety system, characterized in that the first to third heat exchange units form a closed circuit type circulation loop so that the fluid circulating through the first to third heat exchange units flows on the circulation loop in a state isolated from the outside.
상기 제3 열교환부는, 적어도 일부가 상기 재장전수조에 저장된 냉각수에 잠기도록 배치되는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.According to claim 1,
The third heat exchange unit, at least a part of the nuclear power plant safety system, characterized in that it is arranged to be submerged in the cooling water stored in the reloading water tank.
상기 순환루프는 사고 발생 시 유체가 흐르도록 이루어지는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.According to claim 1,
The circulation loop is a nuclear power plant safety system, characterized in that the fluid flows when an accident occurs.
상기 순환루프상에 마련되고, 사고 발생 전 폐쇄되며, 사고 발생 시 개방되어 상기 순환루프를 흐르는 유체의 유동을 허용하도록 이루어지는 격리밸브를 더 포함하는 원전안전계통.4. The method of claim 3,
The nuclear power plant safety system further comprising an isolation valve provided on the circulation loop, closed before an accident, and opened when an accident occurs to allow the flow of a fluid flowing through the circulation loop.
상기 격리밸브는 상기 제2 열교환부와 상기 제3 열교환부 사이에 배치되는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.5. The method of claim 4,
The isolation valve is a nuclear power plant safety system, characterized in that disposed between the second heat exchange part and the third heat exchange part.
싱기 재장전수조는, 상기 제1 및 제2 격납부와 각각 연통되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.According to claim 1,
A nuclear power plant safety system, characterized in that the singi reloading tank is formed to communicate with the first and second containment units, respectively.
상기 재장전수조 및 상기 제2 격납부와 각각 연통되게 형성되고, 상기 재장전수조로부터 상기 방사성 물질을 포함하는 증기와 공기를 전달받아 상기 방사성 물질의 농도를 저감시키는 냉각수를 저장하는 보조수조를 더 포함하는 원전안전계통.8. The method of claim 7,
An auxiliary water tank that is formed to communicate with the reloading water tank and the second storage unit, respectively, and receives the steam and air containing the radioactive material from the reloading water tank, and stores cooling water for reducing the concentration of the radioactive material. nuclear power plant safety system.
냉각수를 저장 가능하게 형성되고, 상기 제2 열교환부를 수용하는 비상냉각수조를 더 포함하고,
상기 제2 열교환부는, 상기 비상냉각수조에 저장된 냉각수에 적어도 일부가 잠기도록 배치되는 것을 특징으로 하는 원전안전계통.According to claim 1,
and an emergency cooling water tank configured to store cooling water and accommodating the second heat exchange unit,
The second heat exchange unit, nuclear power plant safety system, characterized in that it is arranged to be at least partially submerged in the cooling water stored in the emergency cooling water tank.
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Patent Citations (2)
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---|---|---|---|---|
KR101224023B1 (en) * | 2011-09-09 | 2013-01-21 | 한국수력원자력 주식회사 | Residual heat removal and containment cooling system using passive auxiliary feed-water system for pressurized water reactor |
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