KR102422554B1 - 원자로 노심 용융 열제거 및 원자로 노심 용융 열제거 관리 시스템 - Google Patents

Abstract

본 발명은 심각한 사고가 발생할 때 원자력 발전소의 안전한 작동을 보장하기위한 시스템, 즉 원자로 노심 용융 냉각(열 제거) 방법 및 시스템에 관한 것이다.
청구된 발명의 기술적 결과는 원자력 발전소의 안전성과 원자로 노심 용융물의 냉각 효율성을 향상시키는 것이다.
청구된 발명의 해결하려는 과제는 용탕 경면에서 열 부하를 안전하게 제거하여 원자로 노심의 용융물 냉각 효율을 높이는 것이다. 이는 국소적 사고 구역, 원자로 캐비티 및 격리 구역의 파괴로 이어지는 증기 폭발을 제거한다.
기술적 결과는 원자로 노심 용융의 열 제거(냉각) 원리가 변화함으로써 달성된다. 원자로 노심 용기가 용융으로 인해 파괴된 후 열 제거를 진행하기 위해서 원자로가 아닌 코어 캐쳐 용융 용기의 특성에 따라 결정된다.
그리고 기술적 결과는 온도 센서와 레벨 센서를 설치하는 것으로 이루어진다. 본 센서들은 원자로 노심 용융에서 열 제거를 위해서 필요한 것이다.

Description

원자로 노심 용융 열제거 및 원자로 노심 용융 열제거 관리 시스템

본 발명은 심각한 사고가 발생할 때 원자력 발전소의 안전한 작동을 보장하기 위한 시스템, 즉 원자로 노심 용융 열 제거 방법 및 시스템에 관한 것이다.

원자력 발전소에서 심각한 사고가 발생하면 원자력 노심이 파손되고 그의 결과로 용융물이 원자로 용기의 하부에 들어가고 그것을 파손시킨다. 원자로 용기가 파손되면 바람직하지 않은 잔류 작용, 즉 용융물의 분포 및 물리-화학적 거동의 제어를 복잡하게 한다. 휘발성 및 에어로졸 형태의 방사성 붕괴 생성물은 격리 구역으로 확산되어 격납 용기의 완전성을 위협하고 누출되어 해당 지역의 방사성 오염을 유발한다. 이러한 바람직하지 않은 잔류 작용을 줄이고 인구와 환경에 예상치 않은 선량 부하를 배제하기 위해서 현대 원자력 발전소들은 원자로의 밑에 설치된 코어 캐쳐(용융물 포획기)가 있다. 따라서 원자로 용기의 하부가 용융된 후 용융물이 코어 캐쳐로 떨어져서 국부화되고 열 제거 현상이 발생된다.

보통 열을 제거하기 위해서 원자로 코어 캐쳐에 냉각재(물)가 도입된다.

원자로 용기가 파괴된 후 용융물의 흐름을 제어하기 위해서 원자로 코어 캐쳐 위에 용융물 흐름의 온도를 콘트롤하고 원자로 파괴 후 그의 위치를 파악하기 위해서 열전온도계 등의 온도 센서가 설치된다.

원자로 격납용기 내부의 증기 폭발을 피하기 위해서 원자로 용기의 용융물에 물을 공급할 때 다양한 것을 고려해야 한다. 그러나 용융물과 물이 섞이거나 용융 산화물과 혼합된 용융 금속을 원자로의 압력 챔버에 있는 물에 붓는 경우 연료봉이 용융되고 원자로 내부에 형성된 용융물의 풀(pool)을 둘러싸는 크러스트가 침투하는 동안 파괴적인 증기 폭발을 배제하는 것이 불가능하다. 그것은 물에 용융물의 분산, 분산된 용융물 및 얽힌 스트림과 원자로의 압력 챔버에 위치한 장비 표면 또는 원자로 용기 바닥의 내부 표면과의 상호 작용에 의해 용융물에 의해 축적된 에너지의 최대 방출을 위한 실질적으로 이상적인 조건을 생성하기 때문이다.

증기 폭발을 피하기 위해, 용융물의 표면(용탕 경면)은 일반적으로 즉시 열 제거를 진행하지 않고 열 제거는 일반적으로 용융 상태에 대한 정보를 수신한 후에 수행된다. 일부 코어 캐쳐는 그의 내부에 희생 물질을 배치하는 것과 유사한 방식으로 설계된다. 일정 시간이 지나면 희생 물질의 성분이 증기 폭발을 방지하기 위해 용융물 위로 올라가거나 희생 물질과의 화학적 상호 작용 중에 용융물에서 산화물과 금속 성분이 반전되어 용융물의 산화물 성분이 상승하고 금속 성분이 떨어짐으로써 유리한 물질이 생성된다. 그것은 용융물 표면에 물을 공급하기 위한 조건이다(산화물 성분). 코어 캐쳐의 일부 설계에서는 특수 배수조가 용융물을 전환 및 분배하는 데 사용되며, 이는 비교적 얇은 층으로 넓은 영역에 용융물이 퍼지도록 하여 증기 폭발 위험 없이 용융물의 제트 열 냉각(물 뿌리기)을 허용한다. 이 경우 물 공급은 코어 캐쳐 내부에 완전히 퍼져 있는 경우에만 수행된다. 그렇지 않을 경우에 예를 들어서 용융물 확산 모드를 위반하고 제한된 영역에서 용융물이 축적되는 경우, 코어 캐쳐 베이스의 열 화학적 파괴가 가능하거나 증기 폭발 조건이 냉각수를 위에서 용융물로 공급하는 모드에서 나타난다.

원자로 용기의 용융 후, 물을 공급하는 문제는 더 이상 고려되지 않는다.

일부 원자로 발전소 설계에서 원자로 용기가 녹을 때까지 원자로 용기는 물로 채워진다. 물의 충전은 활성 구역의 파괴 단계, 활성 구역에서 반응기 용기의 바닥으로의 용융물 흐름, 반응기 용기의 바닥에 용융물의 축적, 바닥의 파괴 단계까지 발생한다. 이 절차는 매우 위험하다. 그 이유는 물이 액체 금속과 혼합될 때와 순수한 형태로 용융물에 절대 존재하지 않는 액체 산화물과 혼합될 때 특정 양의 액체 금속과의 혼합물에서만 발생하는 증기 폭발 때문이다.

다른 한편으로, 원자로 용기 내부의 용융물의 위치에 대한 정보가 없기 때문에 원자로 용기에 냉각수 공급에 대한 불확실성이 존재한다. 따라서 원자로 용기에 물이 공급되는 것이 그의 안전성을 보장하지 않는다.

원자로 제어 시스템은 정상적 이용, 유지관리 위반, 원자로 노심 파괴 없는 설계 및 설계 외의 사고시 원자로 용기 외부의 중성자 플럭스를 측정하고, 원자로 노심의 반응과 용량 및 기타 변수 변화를 통제한다. 이 시스템은 원자력 발전소에서의 심각한 사고를 모니터링하기 위해 특별히 설계되지 않았으며, 핵심 요소와 고체 파편(조각)의 배열 변경, 내부 요소의 배열 변경과 같은 여러 가지 요인이 있다. 원자로 용기 내 코어 캐쳐의 위치 및 부피의 변화, 슬러지(2상 고체 액체 상태)의 형성 및 분리, 열역학적 상태의 변화를 포함한 화학적 조성 및 상 상태의 변화는 코어의 물리적 파라미터에 대한 데이터의 상당한 왜곡 및 변화를 초래한다.

원자로 노심 용융의 열제거 방법 중에 다음과 같은 냉각 방법[특허문헌1]이 있다. 그것은 원자로 노심 용기가 용융으로 파괴되면 원자로 용기 내의 코어 캐쳐 파편의 위치 및 온도 센서로부터 수신된 정보에 따라 코어 캐쳐의 상태를 결정하는 것이다. 온도 센서는 원자로에 설치되어 있다. 원자로 용기의 용융 후 원자로의 코어로의 냉각재 공급량의 증가 또는 감소, 원자로의 코어로의 용융된 요소의 실제 위치 및 상태를 고려하여 수용된 정보 원자로의 코어로의 냉각재 공급된다.

냉각 방법[특허문헌1]을 수행하는 시스템이 알려져 있다. 그것은 서로 제어 장치로 연결된 원자로 노심 위에 설치된 제1 그룹(제1 단계)의 온도 센서와 원자로 용기 외부에 설치된 제2 그룹(제2 단계)의 온도 센서 그리고 원자로 용기 바닥에 설치된 제3 그룹의 온도 센서와 원자로 노심 코어 캐쳐와 원자로 용기 바닥 사이에 설치된 제4 그룹의 온도 센서를 포함한다.

상기 시스템과 방법의 단점 중에 하나는 1100℃ 이상의 온도에서 지르코늄의 활성적 산화는 수소의 진화로 시작되는 것이다. 이 과정에서 온도가 1200℃에서 1800-2200℃ 이상으로 급속히 증가한다. 그것은 원자로 용기 안에 설치된 온도 센서의 파괴를 일으킬 수 있으며, 실제적으로 원자로 노심 파괴가 시작되는 순간만을 파악할 수 있으며 온도 상승에 대한 데이터 및 온도 센서 미작동에 대한 데이터를 기반으로 해서 대략적인 영역을 특정할 수 있을뿐이다. 노심 위의 원자로 용기 내에 설치된 온도 센서는 일정 시간 동안 증기-가스 매질의 온도(증기 / 수소 혼합물의 온도)를 나타내며, 노심의 순환 과정에 의해 왜곡된다. 이 센서는 노심의 구조의 특정으로 인해 꽤 오랫동안 수용 가능한 온도를 나타낼 수 있으며, 이는 거의 독립적인 여러 주변 채널을 통해 가스 혼합물을 순환시킬 수 있다. 이는 채널에서 유사한 온도와 비교하여 코어 위의 증기-기체 혼합물의 평균 온도를 상당히 과소 평가하게 한다.

상기 시스템과 방법의 단점 중에 두번째는 원자로 용기 외면에 설치된 온도 센서는 원자로 용기의 열 관성과 온도장의 왜곡으로 인해 활성 구역의 상태가 결정될 수 없다는 문제이다. 이는 복합 사이클 대류, 노심 용융, 재방사 및 기타 열화학 및 열유압 공정과 관련된 내부 반응기 공정에 의해 발생한다. 따라서, 원자로 용기의 외부 표면에 설치된 온도 센서는 약간의 변화를 감지하지만, 이 정보는 원자로 노심의 상태, 특히 용융 상태를 결정하기에 충분하지 않아서 일차 회로 및 격납 구역의 매체 매개 변수에 대한 추가 데이터를 포함하지 않는다.

따라서, 원자로 용기에서 노심의 상태에 대한 외부 제어는 독립적인 제어가 아니며 개별적으로 기능할 수 없다.

결과적으로 원자로 용기 내부의 용융물의 상태 및 위치에 대한 신뢰할만한 정보가 없기 때문에 원자로 용기에 냉각재(물)를 공급함으로써 용융물을 냉각시키는 것이 불가능해진다. 이는 증기 폭발 및 원자로 용기 뿐만 아니라 격리실의 파괴로 이어질 수 있으며, 그 결과 원자력 발전소 부지 외부로 방사성 핵분열 생성물이 방출될 수 있다.

청구된 발명의 기술적 결과는 원자력 발전소의 안전성과 원자로 노심 용융물의 냉각 효율성을 향상시키는 것이다.

중국 특허 NO.CN106651217, IPC G21D3/06, 2017/01/06 우선

청구된 발명의 해결하려는 과제는 용탕 경면(molten metal mirror)에서 열 부하를 안전하게 제거하여 원자로 노심의 용융물 냉각 효율을 높이는 것이다. 이는 국소적 사고 구역, 원자로 캐비티 및 격리 구역(격납 용기)의 파괴로 이어지는 증기 폭발을 배제한다.

해결하려는 과제는 다음과 같은 것으로 해결된다. 원자로 노심 용융에서 열 제거 방법은 노심의 용융으로 인해 원자로 용기가 파괴된 후 노심의 용융된 파편의 위치 및 온도 센서에서 수령된 데이터에 따라 노심의 용융 상태를 파악하고 냉각재를 공급하면서 필요시 냉각재의 양을 조절하는 것이다. 본 발명에 따라 노심의 용융으로 인해 원자로 용기가 파괴된 후 원자로 용기의 파괴 정도 및 원자로 용기로부터 코어 캐쳐로의 용융물의 유출의 시작 시점이 결정되며, 내부 쉘의 검사실과 원자로의 보호 튜브 블록에서 소정의 지연 시간을 둔 후에 냉각수가 코어 캐쳐 본체에 공급된다. 그 후 용탕 경면(molten metal mirror) 표면 위의 슬래그 캡 형성 조건이 결정되며, 용융물 표면의 크러스트 형성 시작 시간이 결정되고, 에어로졸의 방출 종료 시간이 결정되며, 증기 흡착 완료 시간과 수소 형성 시간이 결정되며, 용융 냉각 공정의 안정화 시간과 이러한 공정이 준정상 모드로 이동하는 시간이 결정된다. 그 후 냉각재 공급량은 밀폐된 격납 공간에서 매체의 열-물리학적 파라미터를 고려하여 조정되고, 그 후에 냉각재 공급량은 원자로 캐비티의 최소 및 최대 수위를 고려하여 조정된다.

본 발명에 따른 제어 장비에 연결된 온도 센서를 포함하는 원자로의 노심의 용융물을 냉각시키기 위한 제어 시스템은 외부 수냉 영역에서 코어 캐쳐의 몸체를 따라 트러스 콘솔 아래에 장착된 레벨 센서를 더 포함한다. 온도 센서는 제1, 제2 및 제3 그룹으로 분리되어 있다. 제1 그룹의 온도 센서는 코어 캐쳐 본체 내부의 용탕 경면 위에 설치되며, 이들의 작동 바디는 용탕 경면을 향하게 된다. 코어 캐쳐 본체와 트러스 콘솔 사이에 제2 그룹의 온도 센서가 설치된다. 제3 그룹의 온도 센서는 가이드 플레이트 아래에 설치된다. 동시에 모든 온도 센서와 레벨 게이지는 두 개의 채널로 결합되며, 각 온도 센서의 작동 몸체에는 보호 누출 캡으로 덮인 밀폐된 리미트 스위치가 있다.

청구된 방법과 시제품의 뚜렷한 특징과 근본적인 차이점은 노심이 파괴될 때 원자로 캐비티가 아니고 코어 캐쳐의 상태가 모니터링된다는 것이다. 그것은 원자로 용기의 일부 (및 전체 제 1 회로 전체)는 격납 쉘 (정상 작동시 강하고 조밀함)과 관련하여 닫힌 에너지 발생 시스템이고, 코어 캐쳐는 격납 쉘에 내장된 개방 에너지 발생 시스템이기 때문에 코어 캐쳐에 효과적으로 영향을 미치기 위해 밀폐 상태에서 모니터링 및 규제 절차를 모두 수행할 수 있다.

내부 반응기(원자로) 공정에서 가압된 쉘 부분에 대해 유사한 공정에 영향을 줄 수 없다는 것은 그 상황과 관련이 있다. 1 차 회로가 파손될 경우 최대 설계 기반 사고 (주 순환 파이프가 전체 단면으로 파열된 상태)까지 원자로 캐비티는 여전히 밀폐 쉘과 관련하여 폐쇄된 시스템으로 유지된다. 구별되는 특징 중 하나는 격납 용기 내의 압력에 대한 반응기 용기 내의 특정 과잉 잔류 압력이며, 격납 용기 내의 공정 파라미터를 변경함으로써 반응기 용기 내부의 공정을 효과적으로 간접적으로 제어할 수 없다.

청구된 시스템의 특징 중 하나는 2 개의 채널로 그룹화된 온도 센서 및 레벨 센서가 원자로 용기가 아닌 코어 캐쳐 용기에 설치되어 노심의 용융물에서 열 제거 과정 동안 작용을 제어 및 조절할 수 있다는 것이다.

청구된 시스템의 다른 특징은 온도 센서가 용탕 경면에 대해 3 개의 상이한 레벨로 설치되어 각 채널이 동등한 특성 정보를 수신할 수 있다는 것이다.

청구된 시스템의 또 다른 특징은 코어 캐쳐 용기 내부 또는 직접 및 간접 용융 작용 영역에 위치한 모든 온도 센서가 작동 바디의 열화학적 및 가스 역학적 보호를 제공하는 보호 캡을 가지고 있다는 것이다.

청구된 시스템의 다른 특징은 온도 센서의 모든 리미트 스위치가 스플래시 또는 소량의 노심 용융물, 액체형 콘크리트 제트 및 그 파편, 작은 비상물체 및 에어로졸에 대해 열역학적 보호를 제공하는 보호 누출 캡에 설치된다는 것이다.

도 1은 원자로 노심 용융물 열제거 방법의 흐름도를 제시한다.
도 2는 원자로 노심 용융물 열제거를 위한 제어 시스템을 나타내는 도면이다.
도 3은 온도 제어 센서의 보호-밀폐된 리미트 스위치 및 보호 캡을 나타낸 도면이다.

청구된 발명은 다음과 같이 수행된다.

원자로 노심 용융 열제거 과정은 몇 가지 단계로 구성된다.

-원자로 용기의 파괴 정도 및 원자로 용기로부터 코어 캐쳐로의 용융물의 유출 시작 시간의 결정(1);

- 내부의 검사실 및 원자로의 보호 튜브 블록으로부터 소정의 시간 지연으로 코어 캐쳐 용기 내부로 냉각재를 공급하는 단계(2);

- 용탕 경면 표면 위의 슬래그 캡(sludge cap) 형성 조건의 결정(3);

-용융물의 표면에 크러스트(crust;지각) 형성 시작 시간의 결정(4);

- 에어로졸 배출의 완료 시점 결정(5);

- 증기 흡착 및 수소 형성 완료 시간을 결정하는 단계(6);

- 용융 열제거 공정의 안정화 시간의 결정(7);

- 이 공정이 준정상 모드로 진입하는 시간의 결정(8);

- 격넙 용기 안에서의 매체의 열 물리학적 파라미터를 고려하여 냉각재 공급 양의 증가 또는 감소 제어(9);

-원자로 캐비티 내의 최소 및 최대 수위를 고려하여 냉각재 공급량의 증가 및 감소 제어(10).

본 과정의 핵심은 다음과 같다. 원자로 용기가 용융된 후 노심 용융물이 가이드 플레이트 상으로 유동하여 코어 캐쳐 내로 유동하기 시작한다. 이 프로세스에는 후속 제어 조치를 결정하는 두 가지 절차가 있다. 첫 번째는 1차 회로 냉각재와 원자로 캐비티와 연결된 코어 캐쳐가 설치된 필터실(배수조 내)에 활성 및 수동 시스템의 냉각수가 공급되는 것이다. 둘째, 먼저 공기를 가열한 다음에 증기 가스 매체를 가열한다. 예를 들어, 능동 안전 시스템의 후속 고장 및 정상 작동으로 인한 1차 회로 배관의 파열 및 원자력 발전소의 완전한 정전으로 인한 첫 번째 절차는 냉각재의 유출로 이어지고, 수동 안전 시스템에서 가압된 볼륨으로 냉각수를 유출시킨다. 이 물은 필터실과 코어 캐쳐 용기 주변의 원자로 캐비티에 바운드 레벨을 형성하며, 외부 수냉 구역의 코어 캐쳐 용기를 따라 콘솔 팜 아래에 설치된 레벨 게이지 그룹에 의해 감지된다. 물은 필터실과 원자로 캐비티로 들어간다. 레벨 센서는 코어 캐쳐 용기 주변의 물을 진단하는 반면, 3개의 레벨에 위치한 온도 센서는 이 기간 동안 코어 캐쳐 내부의 온도가 400℃를 넘지 않음을 나타내며, 이는 원자로 용기에 노심 용융이 없는 것과 관련이 있다. 점차적으로, 냉각재가 원자로 용기에서 끓어서 나오고, 원자로 노심이 가열, 붕괴 및 용융되어 원자로 용기의 바닥으로 흘러가게 된다. 그러나 이 경우에도 원자로 용기의 바닥 아래에 위치한 온도 센서는 가이드 플레이트와 트러스 콘솔에 의해 보호되기 때문에 400℃ 미만의 온도를 나타낸다. 가열된 용기로 부터의 모든 가스 대류는 상대적으로 차가운 온도 조절 구역에 위치한 온도 센서의 위치보다 훨씬 높으며, 이 구역의 온도는 필터실의 물의 정상 온도로 인해 일정하게 유지된다.

원자로 용기가 파괴되면 다음과 같은 과정이 발생된다. 첫 번째 단계에서 코어 캐쳐의 압력 변화 및 특정 양의 액체 산화물을 가진 액체 금속이 필러로 유입되는 반면, 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서는 400℃ 이상으로 가열되거나 흐르는 용융물에 의해 파괴된다. 그것은 시스템이 고장 났다는 뜻이다. 이 두 가지 징후에 따르면 온도 센서의 과열 또는 온도 센서의 고장(파괴)은 (1) 핵 원자로의 노심에서 코어 캐쳐로 노심 용융물이 공급되기 시작하는지 결정한다. 실제로, 이 두 개의 특징에 따라, 원자로 용기의 파괴 정도가 결정되며, 이는 결국 원자로 용기로부터 코어 캐쳐로의 용융물의 흐름의 스테이징이 결정된다. 즉, a) 액체 금속이 유출된 후 잠시 후 액체 산화물이 유출되어 원자로 용기의 측면 침투가 있음을 나타내거나, 또는, b) 원자로 용기로부터 하나의 부피로 전체 용융물이 동시에 유출되는데, 이는 원자로 용기의 바닥이 파괴되었음을 나타낸다. 이 두 조건은 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서에서 얻은 판독 값에 의해 결정된다.

a) 원자로 용기가 파손된 후 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서가 400℃ 이상의 온도를 표시한 후 온도가 계속 천천히 증가하고 몇 시간 후에, 예를 들어 2-3 시간 후에는 온도가 급격히 증가한다. 이것은 원자로 용기의 측면 침투와 2 단계의 용융물 유입 과정(처음에 액체 금속이 흘러 나온 후 다음에 액체 산화물이 흘러 나옴)을 의미한다. 따라서 내부 및 보호 튜브 블록의 캐비티에서 나오는 물에는 설계 (사전 설정) 지연(예 : 3-4 시간 지연)이 공급되어 용융물이 필러를 용해시켰으며 코리움(corium) 성분(상부는 산화물, 하부는 금속)이 반전되었음을 확인할 수 있다.

b) 원자로 용기가 파손된 후 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서가 400℃ 이상의 온도를 표시한 후 온도가 즉시 균일하게 또는 단계적으로 급격히 상승하기 시작하면, 이는 1 단계의 용융 도달 과정(금속 용융물이 산화물 용융물과 함께 부어 짐)이 있음을 의미하며, 따라서 내부의 검사실과 보호 튜브 블록에서 물이 더 일찍 공급된다. 용융물을 받는 순간부터 30 분에서 1 시간의 범위에서 충전재(필러)는 충분히 빠르게 용해되고, 또한 약 30 분 내에 금속 및 산화물의 반전이 빠르게 일어난다.

따라서 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서의 판독에 따라 내부 쉘 장치의 검사실 및 원자로의 보호 튜브 블록으로부터 용융물 표면으로의 물 공급을 지연시키기 위한 타이머가 켜지고, 이어서 (2) 냉각재가 코어 캐쳐의 용기 내에 공급된다. 지연 시간은 30분에서 4시간까지 정해질 수 있다. 지연 시간은 원자로 용기로부터의 용융물의 산화물 부분의 유출 지속 시간을 고려하여 결정된다(원자로 용기의 파괴된 측면의 구멍으로부터 2 단계 제트 방출의 경우). 또한, 지연 시간을 설정하기 위해, 일반적으로 충전재 내의 희생 강(sacrificial steel) 및 희생 산화물(sacrificial oxides)의 부피가 고려되는데, 이는 고온 및 화학적으로 공격적인 노심 용융물을 안정화된 상태로 옮기는 데 필요하다. 이것은 노심 캐쳐 용기를 파괴하지 않고 트러스 콘솔 및 가이드 플레이트의 열 복사에 의한 추가 파괴 없이 용융물에서 열 제거를 시킨다.

용융물의 수동적 안전성을 보장하는 데 있어서 중요한 점은 산화물 및 금속 성분의 반전인데, 이는 금속 부분에 대한 용융물의 산화물 부분의 밀도의 감소로 인해 충전재가 용융되고 노심 용융물에서 용해될 때 발생한다. 반전의 결과로, 용융물의 산화물 우라늄 함유 부분이 떠오르고, 용융물의 금속 부분이 낙하한다. 용융 성분의 반전으로 두 가지 문제를 해결할 수 있다.

1. 노심 용융물로부터 노심 캐쳐 용기를 통한 물로의 열유속의 균일화를 보장하기 위해, 산화물 용융물 위에 위치된 철강 용융물의 위치 영역에서 최대 불균일을 갖는 초기 열유속 분포가 매끄럽고 우라늄 함유 산화물이 철강 용융물 위로 상승한 후 캐쳐 용기의 높이에 정렬된다. 반전 후 열유속의 정렬은 주로 산화물 용융물과 금속 용융물의 열 물리학적 특성의 차이로 인해 보장된다.

2. 용융의 에어로졸 활성 및 용탕 경면에서 열복사를 억제시키기 위해서 직접적인 열제거를 제공해야 한다. 용탕 경면에서 열복사는 코어 캐쳐 용기 장치 위에 위치된 콘솔 팜과 가이드 플레이트로 공급된다. 가이드 플레이트는 원자로 용기 바닥과 원자로 노심 파편을 고정시킨다.

노심 용융물과 충전재(필러) 사이의 상호 작용 과정에서, 경질 충전재 산화물의 슬래그 캡이 용탕 경면 위에 형성된다. 슬래그 캡은 용융된 욕의 개방 액체 금속 표면과 수증기와의 상호 작용을 감소시켜 수소를 생성한다. 또한, 슬래그 캡은 장비 위에 위치된 아이템을 목표로, 용탕 경면의 측면으로부터 열 복사를 감소시킨다. 슬래그 캡이 식으면 크러스트가 형성된다. 슬래그 캡과 크러스트의 형성은 (3) 주기적 온도 변화를 나타내는 제1 및 제2 그룹의 온도 센서를 사용하여 결정된다. 즉, 크러스트의 크기가 증가하면 온도가 약간 낮아지고 크러스트가 부서지면 가스 및 에어로졸 방출로 인해 온도가 급격히 증가한다. 용융물의 표면에 공급되는 물은 표면의 온도를 낮춘다. 노심 코어 캐쳐의 3개의 각각 레벨에 위치되고 작동이 가능한 온도 센서는 용융 표면에 물이 공급된 후 온도가 낮추는 것에 대한 정보를 수신한다. 용융물 표면에 물이 내부 및 보호 배관의 개정 캐비티에서 공급된다. 3 개의 레벨에 위치한 온도 센서의 판독 값에 따라 에어로졸 배출 종료 시간이 결정된다(온도의 감소)(4). 즉, 용융물 표면으로 유입되는 물은 에어로졸 및 열 방출을 차단하고 위에 있는 장비를 빠르게 냉각시키고 기계적 특성을 안정화시키도록 온도를 감소시킨다.

증기 흡수 및 수소 형성 완료 시간은 3개의 레벨에 위치한 온도 센서의 판독 값에 의해 결정된다(5). 이 수치는 에어로졸 방출 중단과 용탕 경면의 수냉 시작과 일치한다.

그런 다음 모든 작동 가능한 온도 센서의 증언에 따라 용융 열제거 공정의 안정화 시간이 결정되고(6), 본 프로세스들의 준-정상 모드(quasi-stationary mode)로의 이행 시간이 결정된다(7). 온도 센서가 일정한 온도를 표시하고 용융물의 점진적인 열 제거 동안 온도가 감소하는 경우 잔류 에너지 방출이 감소함에 따라 용융물의 평균 온도가 감소하고, 고정 및 액체상에서 고체로의 점진적인 전이가 이루어지는 용융물의 안정적인 냉각 공정이 있음을 나타낸다.

원자로 용기의 바닥 및 바닥 자체의 잔류 용융물은 또한 점차적으로 열이 제거된다. 안정화 및 온도 감소는 세번째 레벨에 위치되고 가이드 플레이트 아래의 증기 가스 매체의 온도를 보여주는 온도 센서에 의해 진단된다. 이 판독 값은 트러스 콘솔 내부 요소의 뜨거운 표면과 가이드 플레이트의 하단면에서 재복사로 인한 열 플럭스의 영향을 발는다. 이러한 재방출이 적을수록 제3 그룹의 센서 판독 온도가 낮아지고 트러스 콘솔과 가이드 플레이트의 표면이 차가워지며 가이드 플레이트 자체의 온도와 그 위에 남아 있는 노심 용융물이 낮아진다. 제3 그룹의 온도 센서의 판독에 따라 코어 캐쳐로의 물 공급량은 내부 하우징 장치의 검사실 및 보호 튜브 블록으로부터의 물 공급이 완료된 후에 증가 또는 감소된다(8). 내부 쉘 장치의 검사실로부터의 급수가 시작되고 보호 튜브 블록이 정지된 후에 온도가 상승하기 시작하면, 코어 캐쳐 용기로의 급수량이 증가하고, 온도가 상승하지 않으면 코어 캐쳐 용기로의 급수가 감소되거나 완전히 정지된다.

레벨 센서(13)의 판독 값에 따르면, 원자로 캐비티의 최소 및 최대 수위를 고려하여 급수량을 늘리거나 줄인다(9). 수위는 코어 캐쳐 용기의 플랜지와 트러스 콘솔의 베이스가 위치한 레벨과 관련이 있다. 즉, 수위가 용기 플랜지의 레벨보다 낮으면 수위가 트러스 콘솔의 베이스 레벨에 있으면 급수량이 증가한다. 또는 코어 캐쳐 용기로의 물의 흐름을 완전히 중단한다.

도 2 및 도 3에 따라 원자로 노심 용융에서 열 제거 관리 시스템은 2개의, 채널로 연합된 제1, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서(10, 11, 12) 및 레벨 센서(13), 제어 장치(15)를 포함한다. 각 온도 센서 케이싱(16)에 보호 커버(18)가 있는 밀폐된 캡(17)이 설치되어 있다. 제1 그룹(단계) 온도 센서(10)는 코어(21) 캐쳐(20) 용기 내에 위치된 용탕 경면(19) 위에 설치되고 이들의 작동 바디(16)는 용탕 경면(19)으로 향하고, 제2 그룹 온도 센서(11)는 코어 캐쳐(21)의 용기(20)와 트러스 콘솔(22) 사이에 설치되고, 제3 그룹(단계) 온도 센서(12)는 가이드 플레이트(23)의 아래에, 그리고 레벨 센서(13)의 그룹은 외부 수냉 영역에서 코어 캐쳐(21)의 용기(20)를 따라 트러스 콘솔(22) 아래에 설치된다.

원자로 용기(24)가 파괴되면 정수압 및 과압 작용 하에서 노심 용융물(25)이 코어 캐쳐(21)의 내부 용기(20)에 공급되고 충전재(26)와 접촉하기 시작한다.

충전재(26)는 코어 캐쳐(용융 트랩;21) 내에서 노심 용융물(25) 성분의 부피 분산을 제공하고, 에너지의 부피를 감소시키고 에너지 생성 코리움(노심 용융물)의 열전달 표면을 용융 트랩(21)의 외부 층과 함께 증가시키기 위해 코리움의 추가 산화 및 희석을 위한 것이다. 강철 층 위에 코리움의 연료 함유 분획이 부유하기 위한 조건이 발생하는 것이다. 충전재(26)는 철, 알루미늄, 지르코늄의 산화물을 함유하는 강철 및 산화물 성분으로 제조될 수 있으며, 원통형 부분뿐만 아니라 하부 원뿔 체적에서 코리움을 재분배하기 위한 채널을 갖는다.

강(스틸) 및 산화물(옥사이드) 성분은 원통형 카트리지에 수납된다. 전형적으로 충전재는 적어도 트랩 본체의 바닥에 장착된 제 1 카세트, 제 1 카세트 위에 위치한 제 2 카세트 및 제 2 카세트 위에 장착된 제 3 카세트를 포함한다. 제 3 카세트는 차례로 서로 위에 장착된 여러 카세트로 구성될 수 있다.

실제로, 3개 그룹의 온도 센서 (10, 11, 12)가 3개의 레벨에 설치되는 반면, 제1 그룹(단계)의 온도 센서(10)는 코어 캐쳐(21)의 용기(20) 내부에 설치되고, 제2 및 제3 그룹의 온도 센서(11, 12)는 코어 캐쳐(21)의 용기(20) 위에 설정된다.

용탕 경면(19) 및 슬래그 캡(27)으로부터 가장 가까운 거리에 위치한 제1 그룹의 온도 센서(10)는 온도 제어를 제공한다. 이 온도 센서 위에는 열 차폐물(28)가 있어 흐르는 용융물이나 날아가는 물체의 영향으로부터 보호한다. 이들 온도 센서(10)의 작동 바디(16)는 용융물(25)을 향하고 있다. 온도 센서(10)의 제1 그룹은 캐쳐(트랩,21)의 용기(20)에 용융물의 거울(용탕 경면,19)을 형성한 후에 기능하는 것을 중단하는데, 이 순간에 용탕 경면(19)의 측면으로부터의 열 복사는 열 차폐물(28)을 아래로부터 용융시키기 시작하기 때문이다. 용탕 경면의 온도가 열 차폐물의 용융 온도로 증가하면 이 시점에서 대부분의 용융물과 충전재 사이에 반응이 있었고, 캐쳐의 용기를 통해 냉각재로의 준정상 열 전달 모드로의 전환뿐만 아니라 상류의 용융물, 트러스-콘솔(22) 및 가이드 플레이트(23)의 트랩(21)의 장비 요소에 열 복사가 발생했음을 나타낸다. .

코어 캐쳐 용기(20)와 트러스 콘솔(22) 사이에 설치된 제2 그룹의 온도 센서(11)도 온도 제어를 제공한다. 이 온도 센서(11)는 열 실드 및 열 실드로 보호되지 않는 영역에 있다. 제2 그룹의 온도 센서(11)는 원자로 용기로부터 코어 캐쳐로 노심 용융물이 도달하는 성질에 따라 작동한다. 예를 들어, 30 내지 60초 동안 약 60 내지 100톤의 용강의 비축 대칭으로 빠른 유입의 경우나 약 90-130톤 무게의 2-3시간 동안 일정량의 용강과의 혼합물에서 용융 액상 산화물의 비축 비대칭 흐름이 일어나고 두 번째 그룹에서 일부 온도 센서의 부분 용융(실패)이 발생한다. 그러나 일부 온도 센서(11)는 원자로 용기로부터 용융물의 축 대칭 유출이 완료된 후에도 계속 작동할 수 있으며, 이는 제2 그룹의 센서의 작동이 가장 어렵다. 이 온도 센서의 판독 결과에 따르면 가장 중요한 매개 변수 중 하나가 결정된다. 원자로 용기의 바닥이 파괴되기 시작한 시간, 즉 실제로 용융물의 유출이 시작된 시점뿐만 아니라 용융물의 표면 위의 증기 가스 매체 또는 그 표면의 상태가 결정된다. 이 데이터에 기초하여, 소정의 지연 시간을 두고 냉각재를 자동으로 공급하기 위한 타이머가 작동한다. 냉각재는 내부 및 보호 튜브 블록의 검사실에서 캐쳐 용기로 공급되어 슬래그 캡과 그 아래의 노심 용탕 경면을 냉각시킨다.

원자로 용기(20)에 가장 가까운 거리에 설치된 제3 그룹의 온도 센서(12)도 온도 제어를 제공한다. 이러한 온도 센서(12)는 가이드 플레이트(23) 아래에 위치한 보호 냉각 구역에 설치되며, 캐쳐 용기에서 노심 용융물에서 열 제거가 진행되는 전체 시간 동안 작동성을 유지한다. 이 온도 센서(12)의 판독 결과에 따르면 가장 중요한 매개 변수 중 하나가 결정된다. 원자로 용기의 바닥이 파괴되기 시작한 시간, 즉 실제로 용융물의 유출이 시작된 시점뿐만 아니라 용융물의 표면 위의 증기-가스 매체 또는 그 표면의 상태가 결정된다. 이 데이터에 기초하여, 소정의 지연 시간을 두고 냉각재를 자동으로 공급하기 위한 타이머가 작동한다. 냉각재는 내부 및 보호 튜브 블록의 검사실에서 캐쳐 용기로 공급되어 슬래그 캡과 그 아래의 노심 용탕 경면을 냉각시킨다. 또한, 이러한 센서의 판독 결과에 따라 용탕 경면 표면 위의 슬래그 캡의 형성이 기록되고, 용융 표면의 크러스트 형성의 시작 시간이 결정되며, 에어로졸 방출의 종료 및 증기 흡착 및 수소 형성 공정의 완료에 대한 정보가 수신된다.

본체(20)의 냉각 구역에서 코어 캐쳐(21)의 용기(20)의 외부에 위치한 2개의 외부 레벨에 설치된 레벨 센서 그룹(13)은 원자로 캐비티의 냉각재 레벨을 제어한다. 이 레벨 센서 그룹(13)은 콘솔 팜(22) 아래의 보호된 냉각 영역에 있다. 레벨 센서(13)의 판독 값에 따라 원자로 캐비티에 들어간 물의 레벨이 결정된다. 즉,이 판독 값은 캐쳐(트랩) 냉각 시스템의 설계 기능을 확인하거나 이 시스템의 작동이 조정된다.

원자로의 활성 영역의 용융물에서 열 제거를 위한 상기 방법 및 원자로의 활성 영역의 용융물에서 열 제거를 위한 제어 시스템의 적용은 용탕 경면으로부터 열 부하를 제거함으로써 원자로의 활성 영역의 용융물을 냉각하는 효율을 향상시킬 수있게 하였으며, 이는 결국 증기 폭발의 가능성을 완전히 제거하였다. 이에 따라 용융물에서 열을 제거하고 원자력 발전소의 안전성을 향상시켰다.

Claims (2)

1. 노심의 용융으로 인해 원자로 용기가 파괴된 후 노심의 용융된 파편(debris)의 위치 및 온도 센서에서 수령된 데이터에 따라 노심의 용융 상태를 파악하고 냉각재를 공급하면서 필요시 냉각재의 양을 조절하는 원자로 노심 용융에서의 냉각(열 제거) 방법에 있어서, 노심의 용융으로 인해 원자로 용기가 파괴된 후 원자로 용기의 파괴 정도 및 원자로 용기로부터 코어 캐쳐로의 용융물의 유출의 시작 시점이 결정되고, 내부 쉘의 검사실과 원자로의 보호 튜브 블록에서 소정의 지연 시간을 둔 후에 냉각수가 코어 캐쳐 본체에 공급되며, 그 후 용탕 경면(molten metal mirror) 표면 위의 슬래그 캡 형성 조건이 결정되며, 용융 표면의 크러스트 형성 시작 시간이 결정되고, 에어로졸의 방출 종료 시간이 결정되며, 증기 흡착 완료 시간과 수소 형성 시간이 결정되고, 용융 냉각 공정의 안정화 시간과 이러한 공정이 준정상 모드(quasi-stationary mode)로 이동하는 시간이 결정되며, 그 후 냉각재 공급량은 밀폐된 격납 공간에서 매체의 열 및 물리적 매개변수를 고려하여 조정되고, 그 후에 냉각재 공급량은 원자로 캐비티의 최소 및 최대 수위를 고려하여 조정되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 용융에서의 냉각 방법.
2. 제어 장비에 연결된 온도 센서를 포함하는 원자로의 노심의 용융물을 냉각시키기 위한 제어 시스템에 있어서, 외부 수냉 영역에서 코어 캐쳐의 몸체를 따라 트러스 콘솔 아래에 장착된 레벨 센서를 더 포함하며, 온도 센서는 제1, 제2 및 제3 그룹으로 분리되어 있고, 제1 그룹의 온도 센서는 코어 캐쳐 본체 내부의 용탕 경면 위에 설치되며, 이들의 작동 바디는 용탕 경면(molten metal mirror)으로 향하게 되며, 제2 그룹의 온도 센서는 코어 캐쳐 본체와 트러스 콘솔 사이에 설치되며, 제3 그룹의 온도 센서는 가이드 플레이트 아래에 설치되고, 동시에 모든 온도 센서와 레벨 게이지는 두 개의 채널로 결합되며, 각 온도 센서의 작동 몸체에는 보호 누출 캡으로 덮인 밀폐된 리미트 스위치를 구비한 것을 특징으로 하는 원자로의 노심의 용융물을 냉각시키기 위한 제어 시스템.

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