KR102448761B1 - 원자로의 피동형 보호 계통 - Google Patents

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한국원자력연구원
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Abstract

본 발명은, 원전 사고 발생 시 피동형으로 원자력 발전소 내 안전 주입수를 보충할 수 있는 원자로의 피동형 보호 계통에 있어서, 내부에 원자로 안전 주입 탱크가 수용되는 일차 격납부, 재장전수조 및 상기 안전 주입 탱크와 상기 재장전수조에 각각 결합되는 안전 주입수 보충 라인을 포함하고, 상기 안전 주입수 보충 라인은, 보충관, 상기 보충관의 상측에 배치되는 진공 탱크 및 상기 보충관과 상기 진공 탱크에 각각 개폐 가능하게 결합되는 진공 밸브를 포함하는, 원자로의 피동형 보호 계통을 개시한다.

Description

원자로의 피동형 보호 계통{PASSIVE PROTECTION SYSTEM FOR REACTOR}
본 발명은 원자로의 피동형 보호 계통에 관한 것으로, 보다 구체적으로, 원전 사고 발생 시 피동형으로 원자력 발전소 내 안전 주입수를 보충할 수 있는 원자로의 피동형 보호 계통에 관한 것이다.
원자로는 핵반응을 통해 열에너지를 발생시켜 원자력 발전소에 동력을 공급하는 장치를 의미한다.
구체적으로, 원자로는, 연쇄 핵분열 반응의 결과 다량의 질손 결손 에너지가 순간적으로 방출되도록 연쇄 반응을 제어하여, 핵분열에서 발생되는 열에너지를 원자력 발전소에 동력으로 공급한다.
원자력 발전은 발전 비용이 낮고, 발전 과정에서 온실 가스가 발생되지 않는 장점을 갖는다. 따라서, 과거 반세기 동안 주요 산업 국가에서 중요한 에너지원으로 자리매김하였다.
그러나, 원자력 발전은 핵분열 시 많은 양의 방사성 물질이 생성되고, 방사성 물질이 붕괴될 때 다량의 열이 발생될 수 있다. 따라서, 원자력 발전은 다른 발전 유형에 비하여 대형 사고의 발생 가능성이 높은 편이다.
원자력 발전에 대한 관심이 증가됨에 따라, 원자로 보호 계통에 대한 관심과 중요성 또한 증가되고 있다. 특히, 2011년 3월 11일에 발생한 후쿠시마 원전 사고로 인해, 원자로의 피동형 보호 계통의 개발이 큰 문제로 대두되었다.
2011년 3월 11일, 후쿠시마 원전이 쓰나미로 인해 외부 전원과 단절되고, 외부로부터 전력을 공급받지 못한 원자로 보호 계통이 그 기능을 상실하게 되었다. 이로 인해, 격납 건물이 손상되고, 대규모 방사능이 외부로 누출되었으며, 주변 지역의 토양 및 해양이 매우 심각하게 오염되었다.
위 사고는 많은 수의 피해자와 사회적 위기를 초래하였으며, 원자로의 피동형 보호 계통의 개발의 중요성을 일깨우는 계기가 되었다.
여기에서, 원자로의 피동형 보호 계통은, 외부로부터 전력을 공급받지 않고도 작동될 수 있는 원자로 보호 계통을 의미한다.
원자력 발전소가 가동되면 원자로에 열이 발생되는 바, 원전 사고로 인해 원자력 발전소의 가동이 중지되더라도 원자로에는 잔열이 존재한다. 이때, 원자로의 잔열이 충분히 제거되지 않으면, 원자로가 용해되어 중대 사고를 유발할 수 있다.
따라서, 원자로의 용해를 방지하기 위하여, 안전 주입 탱크의 내부에 수용된 안전 주입수가 원자로로 주입되어 원자로를 냉각한다.
그러나, 안전 주입 탱크는 그 용량에 한계가 있는 바, 안전 주입수가 계속해서 공급되지 않으면 고갈되어 원자로를 충분하게 냉각할 수 없다는 문제점이 있다.
한국등록특허공보 제10-1098557호는 피동형 주입 탱크를 개시한다. 구체적으로, 포화 상태의 물을 이용하여 보다 많은 양의 유체를 수용할 수 있는 피동형 주입 탱크를 개시한다.
그런데, 이러한 유형의 피동형 주입 탱크는, 외부 전력이 단절되는 경우 안전 주입수의 공급도 단절되는 바, 원전 사고 시 원자로를 냉각하는 안전 주입수가 고갈될 가능성이 높다.
한국등록특허공보 제10-0899110호는 안전 주입 탱크 장치를 개시한다. 구체적으로, 냉각재 상실 사고 발생 시, 질소 가스의 가압에 의해 안전 주입 탱크 내부의 냉각수를 급속하게 원자로에 주입할 수 있는 안전 주입 탱크 장치를 개시한다.
그런데, 이러한 유형의 안전 주입 탱크 장치 또한, 외부 전력 없이 안전 주입수가 공급되지 않는 바, 원전 사고 시 안전 주입수가 고갈될 가능성이 높다.
한국등록특허공보 제10-1098557호 (2011.12.26.) 한국등록특허공보 제10-0899110호 (2009.05.25.)
본 발명의 일 목적은, 원자로의 냉각에 이용되는 안전 주입 탱크 내부의 안전 주입수의 고갈을 방지할 수 있는 원자로의 피동형 보호 계통을 제공하는 것이다.
본 발명의 다른 일 목적은, 재장전수조 내 냉각수를 흡입하여 안전 주입 탱크의 안전 주입수를 보충하는 원자로의 피동형 보호 계통을 제공하는 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은, 외부에서 전력이 공급되지 않더라도 연속적으로 작동될 수 있는 원자로의 피동형 보호 계통을 제공하는 것이다.
본 발명의 또 다른 일 목적은, 원자로의 잔열이 피동형 계통에 의해 제거될 수 있는 원자로의 피동형 보호 계통을 제공하는 것이다.
상기 목적을 달성하기 위해, 본 발명에 따른 원자로의 피동형 보호 계통은, 내부에 원자로 및 안전 주입 탱크를 수용하는 제1 공간이 형성되는 일차 격납부; 내부에 냉각수가 수용되는 재장전수조; 상기 안전 주입 탱크 및 상기 재장전수조에 각각 결합되는 안전 주입수 보충 라인; 및 내부에 상기 일차 격납부, 상기 재장전수조 및 상기 안전 주입수 보충 라인을 수용하는 제2 공간이 형성되는 격납 건물;을 포함하고, 상기 안전 주입수 보충 라인은, 일 단이 상기 안전 주입 탱크에 연통되도록 결합되고, 타 단이 상기 냉각수에 침몰되며, 상기 일 단과 상기 타 단이 모두 개방되는 보충관; 상기 보충관의 상측에 배치되고, 내부에 진공이 형성되는 진공 탱크; 및 상기 보충관과 상기 진공 탱크 사이에 위치되어, 상기 보충관 및 상기 진공 탱크에 각각 개폐 가능하게 결합되는 진공 밸브를 포함한다.
또한, 본 발명은, 내부에 원자로 및 안전 주입 탱크를 수용하는 제1 공간이 형성되는 일차 격납부; 내부에 냉각수가 수용되는 재장전수조; 상기 일차 격납부 및 상기 재장전수조에 각각 결합되는 안전 주입수 보충 라인; 및 내부에 상기 일차 격납부, 상기 재장전수조 및 상기 안전 주입수 보충 라인을 수용하는 제2 공간이 형성되는 격납 건물;을 포함하고, 상기 안전 주입수 보충 라인은, 일 단이 상기 안전 주입 탱크에 연통되도록 결합되고, 타 단이 상기 냉각수에 침몰되며, 상기 일 단과 상기 타 단이 모두 개방되는 제1 보충관; 상기 제1 보충관의 최상단보다 하측에 배치되고, 일 단이 상기 원자로에 인접하게 배치되며, 타 단이 상기 제1 보충관으로부터 분지되어 형성되는 제2 보충관; 상기 제1 보충관의 상측에 배치되고, 내부에 진공이 형성되는 진공 탱크; 상기 제1 보충관과 상기 진공 탱크 사이에 위치되어, 상기 보충관 및 상기 진공 탱크에 각각 개폐 가능하게 결합되는 진공 밸브를 포함하는, 원자로의 피동형 보호 계통을 제공한다.
본 발명의 다양한 효과 중, 상술한 해결 수단을 통해 얻을 수 있는 효과는 다음과 같다.
먼저, 원전 사고 발생 시, 안전 주입 탱크의 안전 주입수가 안전 주입수 보충 라인에 의해 보충된다.
따라서, 안전 주입수의 고갈이 방지될 수 있다. 더 나아가, 안전 주입수가 원자로 및 노심을 냉각하는 바, 원자로 및 노심의 용해가 방지될 수 있다.
결과적으로, 원전 사고 발생 시, 원자로의 용해로 인한 중대 사고가 방지될 수 있다.
또한, 진공 탱크와 재장전수조 내부의 압력차에 의해 재장전수조 내 냉각수가 보충관을 통해 안전 주입 탱크로 주입된다.
따라서, 외부 전력 없이 진공 탱크와 재장전수조 내부의 압력차만으로 안전 주입수를 보충할 수 있다.
또한, 재장전수조 내 냉각수는, 진공 탱크와 재장전수조 내부의 압력차가 없어질 때까지 연속적으로 안전 주입 탱크에 주입된다.
따라서, 안전 주입수 보충 라인이 외부 전력의 공급 없이도 연속적으로 작동될 수 있다.
또한, 안전 주입수의 유동에 펌프 등의 전기 기구가 별도로 요구되지 않으며, 피동형으로 작동될 수 있다.
따라서, 원자로의 잔열이 피동형 계통에 의해 제거될 수 있다.
도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 원자로의 피동형 보호 계통을 구비하는 원자력 발전소를 도시하는 개략도이다.
도 2는 도 1의 일차 격납부를 도시하는 단면도이다.
도 3은 도 1의 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 확대 단면도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시 예에 다른 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 단면도이다.
도 5는 본 발명의 다른 실시 예에 따른 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 단면도이다.
도 6은 안전 주입 밸브가 개방되기 전 상태의 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 확대 단면도이다.
도 7은 안전 주입 밸브가 개방된 후 상태의 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 확대 단면도이다.
도 8은 진공 밸브가 개방된 후 상태의 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 확대 단면도이다.
도 9는 안전 주입수 보충 라인의 작동이 종료된 후 상태의 원자로의 피동형 보호 계통을 도시하는 확대 단면도이다.
이하, 본 발명의 실시 예에 따른 원자로의 피동형 보호 계통에 대하여 도면을 참고하여 상세하게 설명한다.
이하의 설명에서는 본 발명의 특징을 명확하게 하기 위해, 일부 구성 요소들에 대한 설명이 생략될 수 있다.
본 명세서에서는 서로 다른 실시 예라도 동일한 구성에 대해서는 동일한 참조번호를 부여하고, 이에 대한 중복되는 설명은 생략하기로 한다.
단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.
첨부된 도면은 본 명세서에 개시된 실시 예를 쉽게 이해할 수 있도록 하기 위한 것일 뿐, 첨부된 도면에 의해 본 명세서에 개시된 기술적 사상이 제한되지 않는다.
이하에서는, 도 1 및 도 2를 참조하여 본 발명의 실시 예에 다른 원자로의 피동형 보호 계통을 구비하는 원자력 발전소(1)에 대하여 설명한다.
원자력 발전소(1)는 격납 건물(10), 일차 격납부(20), 재장전수조(30), 증기관(40), 비상 냉각 탱크(50), 방사성 저감 탱크(60) 및 안전 주입수 보충 라인(70)을 포함한다.
격납 건물(10)은 원자로(22)를 이중으로 밀봉하여 방사성 물질의 외부 누출을 방지한다.
격납 건물(10)은 내부에 일차 격납부(20), 재장전수조(30) 및 방사성 저감 탱크(60)를 수용하는 제2 공간(S2)이 형성된다.
제2 공간(S2)의 압력은 일반적인 대기압이다. 즉, 제2 공간(S2)의 압력은 약 1bar이다.
원전 사고 시, 일차 격납부(20)에서 방출되는 증기에 의해 제2 공간(S2)의 압력이 증가된다. 이때, 제2 공간(S2)의 압력이 격납 건물(10)의 내압 가능한 최대 압력보다 높아지면, 격납 건물(10)이 손상될 수 있다.
일차 격납부(20)는 원자로(22)를 일차적으로 격납하여, 방사성 물질이 제2 공간(S2)으로 누출되는 것을 방지한다.
일차 격납부(20)는 내부에 노심(21), 원자로(22), 증기 발생기(23) 및 안전 주입 탱크(24)를 수용하는 제1 공간(S1)이 형성된다.
노심(21)은 원자로(22) 내 중심부에 위치된다.
노심(21)은 핵연료를 포함한다. 원자로(22)의 핵반응은 노심(21)의 핵연료로부터 발생된다.
원자로(22)는 핵연료의 핵반응을 발생시키는 장치이다. 노심(21)에서 핵반응이 발생되면, 원자로(22)에서 열에너지가 발생된다.
원자로(22)에서 발생된 열은 냉각재계통에 의해 냉각된다. 구체적으로, 냉각재계통에서는 냉각재가 순환되며 원자로(22)에서 발생된 열을 냉각한다.
증기 발생기(23)는 냉가재로부터 열을 전달받아 증기를 발생시킨다. 이때, 증기 발생기(23)에서 발생된 증기에는 아이오딘(Iodine) 등의 방사성 물질이 혼합된다.
한편, 안전 주입 탱크(24)는 원자로(22) 및 노심(21)이 용해되지 않도록 원자로(22)에 안전 주입수를 공급한다.
안전 주입 탱크(24)의 내부에는 소정의 양의 안전 주입수가 수용된다. 이때, 상기 소정의 양은 유한하며, 무한하지 않다.
안전 주입 탱크(24)는 원자로(22)와 연결되어, 비상 시 원자로(22)에 안전 주입수를 공급한다. 따라서, 유한한 양의 안전 주입수는 고갈될 가능성이 있다.
원전의 정상 가동 시에는, 펌프 등에 의하여 안전 주입 탱크(24)의 외부로부터 안전 주입수가 보충된다.
그러나, 원전 사고 시에는, 원자력 발전소(1)가 외부 전력과 단절되어, 펌프에 의한 안전 주입수의 보충 공정 또한 정지된다. 따라서, 안전 주입수가 고갈되어 노심(21) 및 원자로(22)가 충분히 냉각되지 못하는 문제가 발생할 수 있다. 노심(21) 및 원자로(22)는, 충분히 냉각되지 못하는 경우 용해되어 중대 사고를 유발할 수 있다.
상기의 문제를 해결하기 위하여, 원전 사고 시에는, 안전 주입수 보충 라인(70)에 의해 피동형으로 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)가 안전 주입 탱크(24)로 유입된다. 이에 대한 상세한 설명은 후술한다(도 3 내지 도 5 참조).
안전 주입 탱크(24)의 하측에는 안전 주입 밸브(241)가 개폐 가능하게 결합된다.
안전 주입 밸브(241)는 안전 주입 탱크(24)로부터 원자로(22)로 공급되는 안전 주입수의 공급 여부 및 공급량을 조절한다.
안전 주입 밸브(241)가 폐쇄되면, 안전 주입 탱크(24) 내의 안전 주입수가 원자로(22)로 공급되지 않는다.
반대로, 안전 주입 밸브(241)가 개방되면, 안전 주입 탱크(24) 내의 안전 주입수가 원자로(22)로 공급된다. 따라서, 원자로(22)가 안전 주입수에 의해 냉각될 수 있다.
본 발명에 따른 원자로의 피동형 보호 계통은, 안전 주입 탱크(24) 외에도, 재장전수조(30), 증기관(40), 비상 냉각 탱크(50), 방사성 저감 탱크(60) 및 안전 주입수 보충 라인(70)을 포함한다.
재장전수조(30)는 원자로(22)에서 발생된 증기를 일차적으로 냉각하며 응축시킨다.
재장전수조(30)는 증기관(40)을 통해 일차 격납부(20)와 연결된다.
재장전수조(30)는 내부에 제1 냉각수(31)가 수용되는 공간이 형성된다. 즉, 재장전수조(30)는 내부에 제1 냉각수(31)를 수용한다.
제1 냉각수(31)는 일차 격납부(20)에서 방출된 증기를 응축시키고, 아이오딘 등의 방사성 물질을 용해시킨다.
제1 냉각수(31)의 pH가 9 이상인 경우, 아이오딘이 제1 냉각수(31)에 보다 용이하게 용해될 수 있고, 방사성 저감 탱크(60) 또는 제2 공간(S2)으로 방출되는 아이오딘의 양이 최소화될 수 있다. 따라서, 제1 냉각수(31)의 pH는 9 이상인 것이 바람직하다.
도시된 실시 예에서, 제1 냉각수(31)를 통과한 증기의 일부는 제1 냉각수(31)에 용해되고, 나머지 일부는 재장전수조(30)의 제1 증기 배출구(32)를 통해 방사성 저감 탱크(60)로 방출된다.
제1 증기 배출구(32)는 재장전수조(30)의 상단부에 위치된다.
제1 증기 배출구(32)는 재장전수조(30)의 내부 및 방사성 저감 탱크(60)의 내부와 연통되도록 형성된다. 따라서, 재장전수조(30) 내부 증기의 일부가 방사성 저감 탱크(60)의 내부로 방출될 수 있다.
도시된 실시 예에서, 제1 증기 배출구(32)는 재장전수조(30)의 상측으로 돌출된 형상으로 형성된다.
그러나, 제1 증기 배출구(32)는 도시된 형태에 한정되지 않고, 다양한 형태로 형성될 수 있다. 예를 들어, 제1 증기 배출구(32)는 재장전수조(30)의 상단부에 관통 형성될 수 있다.
또한, 도시되지 않은 실시 예에서, 제1 증기 배출구(32)는 재장전수조(30)의 내부 및 제2 공간(S2)과 연통되도록 형성될 수 있다.
상기 실시 예에서, 제1 냉각수(31)를 통과한 증기의 일부는 재장전수조(30)의 제1 증기 배출구(32)를 통해 제2 공간(S2)으로 방출된다.
재장전수조(30) 내부의 증기는, 증기관(40)을 통해 제1 공간(S1)으로부터 재장전수조(30)로 유입된다.
증기관(40)은 제1 공간(S1)과 재장전수조(30)를 연결하여 증기의 배출 통로를 형성한다.
증기관(40)의 일 단은 개방되고, 제1 공간(S1)에 배치되어 제1 공간(S1)과 연통된다.
증기관(40)의 타 단은 개방되고, 제1 냉각수(31)에 침몰되어 재장전수조(30)의 내부와 연통된다.
이때, 증기관 입구(41)는 증기관(40)의 상기 일 단에 위치되고, 증기관 출구(42)는 증기관(40)의 상기 타 단에 위치된다.
즉, 증기관 입구(41)는 제1 공간(S1)에 배치되고, 증기관 출구(42)는 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)에 침몰되어 재장전수조(30)의 내부와 연통된다.
전술한 내용을 정리하면, 원자로(22)에 의해 발생된 증기는, 제1 공간(S1), 증기관 입구(41) 및 증기관 출구(42)를 순차적으로 통과하여, 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)로 방출된다.
이때, 증기관 출구(42)는 재장전수조(30)의 저면에 인접하게 배치되는 것이 바람직하다. 이에 따라, 증기관 출구(42)의 압력이 증가되면, 방사성 물질의 제1 냉각수(31)에 대한 용해도가 보다 증가될 수 있다.
한편, 비상 냉각 탱크(50) 또한, 원자로(22)에서 발생된 증기를 냉각하며 응축시킨다.
비상 냉각 탱크(50)는 격납 건물(10)의 외부에 배치된다.
도시된 실시 예에서, 비상 냉각 탱크(50)는 격납 건물(10)과 서로 이격되게 배치된다.
비상 냉각 탱크(50)는 내부에 응축 열 교환기(51) 및 냉수를 수용하는 공간이 형성된다. 즉, 비상 냉각 탱크(50)는 내부에 응축 열 교환기(51) 및 냉수를 수용한다.
응축 열 교환기(51)는 비상 냉각 탱크(50) 내부의 냉수에 침몰되도록 배치된다.
응축 열 교환기(51)는 제1 공간(S1)과 연통되도록 일차 격납부(20)에 결합된다. 구체적으로, 응축 열 교환기(51)의 상부 라인 및 하부 라인은 제1 공간(S1)과 연통되도록 일차 격납부(20)에 결합된다.
응축 열 교환기(51)가 제1 공간(S1)의 증기를 냉각하는 과정은 하기와 같다.
먼저, 제1 공간(S1)의 증기 중 상대적으로 고온의 증기는, 상대적으로 저온의 증기보다 밀도가 낮은 바, 제1 공간(S1)의 상부로 상승된다. 또한, 상기 고온의 증기는 상대적으로 높은 압력을 갖는다.
따라서, 상기 고온의 증기와 응축 열 교환기(51) 내부의 압력차에 의해, 상기 고온의 증기가 응축 열 교환기(51)의 상부 라인을 통과하여 응축 열 교환기(51)로 유입된다.
응축 열 교환기(51)로 유입된 증기는, 응축 열 교환기(51)를 감싸고 있는 냉수에 의해 압력이 낮아지고 응축된다.
응축된 증기는, 중력에 의해 응축 열 교환기(51)의 하부 라인으로 이동되고, 제1 공간(S1)으로 방출된다. 즉, 응축된 증기는, 응축 열 교환기(51)의 하부 라인을 통해 제1 공간(S1)으로 방출된다.
정리하면, 제1 공간(S1)의 증기는 응축 열 교환기(51)를 통과하며 냉각되고, 이후 다시 제1 공간(S1)으로 방출된다.
제1 공간(S1)의 증기의 냉각 및 방사성 물질의 제거를 위하여, 재장전수조(30) 및 응축 열 교환기(51) 외에 방사성 저감 탱크(60)가 추가적으로 고려될 수 있다.
방사성 저감 탱크(60)는 재장전수조(30)를 통과한 증기와 방사성 물질을 2차적으로 응축 또는 용해시킨다.
방사성 저감 탱크(60)는 재장전수조(30)의 상측에 배치된다.
방사성 저감 탱크(60)는 제1 증기 배출구(32)를 통해 재장전수조(30)와 연결된다.
방사성 저감 탱크(60)는 내부에 제2 냉각수(61)가 수용되는 공간이 형성된다. 즉, 방사성 저감 탱크(60)는 내부에 제2 냉각수(61)를 수용한다.
제2 냉각수(61)는 재장전수조(30)의 제1 증기 배출구(32)에서 방출된 증기를 응축시키고, 아이오딘 등의 방사성 물질을 용해시킨다.
제2 냉각수(61)의 pH가 9 이상인 경우, 아이오딘이 제2 냉각수(61)에 보다 용이하게 용해될 수 있고, 제2 공간(S2)으로 방출되는 아이오딘의 양을 최소화할 수 있다. 따라서, 제2 냉각수(61)의 pH는 9 이상인 것이 바람직하다.
제2 냉각수(61)를 통과한 증기의 일부는 제2 냉각수(61)에 용해되고, 나머지 일부는 방사성 저감 탱크(60)의 제2 증기 배출구(62)를 통해 제2 공간(S2)으로 방출된다.
제2 증기 배출구(62)는 방사성 저감 탱크(60)의 상측에 위치된다.
제2 증기 배출구(62)는 방사성 저감 탱크(60)의 내부 및 제2 공간(S2)과 연통되도록 형성된다.
따라서, 제2 증기 배출구(62)는 제1 증기 배출구(32)를 통해 들어온 증기의 일부를 제2 공간(S2)으로 방출할 수 있다.
도시된 실시 예에서, 제2 증기 배출구(62)는 방사성 저감 탱크(60)의 상단부에 관통 형성된다.
그러나, 제2 증기 배출구(62)는 도시된 형태에 한정되지 않고, 다양한 형태로 형성될 수 있다. 예를 들어, 제2 증기 배출구(62)는 방사성 저감 탱크(60)의 상측으로 돌출된 형상으로 형성될 수 있다.
이하에서는, 원전 사고 발생 시 증기의 유동에 대하여 보다 상세하게 설명한다.
원전의 정상 가동 시에는, 제1 공간(S1)의 압력과 제2 공간(S2)의 압력이 유사하여, 제1 공간(S1)의 증기가 제2 공간(S2)으로 방출되지 않는다.
그러나, 원전 사고 발생 시, 원자로(22)의 손상에 의해 증기가 제1 공간(S1)으로 누출된다. 이에 따라, 제1 공간(S1)의 압력이 증가되고, 증기가 상대적으로 저압 상태인 제2 공간(S2)으로 방출된다.
구체적으로, 제1 공간(S1)으로 누출된 증기가 증기관 입구(41) 및 증기관 출구(42)를 순차적으로 통과하며 재장전수조(30)에 방출된다. 이후, 재장전수조(30) 및 방사성 저감 탱크(60)를 순차적으로 통과하며 제2 공간(S2)으로 방출된다.
상기의 과정에서, 증기 및 아이오딘 등의 방사성 물질이 제1 냉각수(31) 및 제2 냉각수(61)를 통과하고 용해되며 이중으로 제거될 수 있다.
이에 따라, 증기 및 방사성 물질의 용해량이 보다 증가될 수 있고, 제2 공간(S2)으로 방출되는 증기 및 방사성 물질의 양이 보다 감소될 수 있다.
더 나아가, 제2 공간(S2)의 압력 증가폭이 감소되어, 격납 건물(10) 및 원자력 발전소(1)의 손상이 방지될 수 있다.
다만, 이는 원자로(22)에서 발생된 증기를 냉각할 뿐, 직접적으로 원자로(22)를 냉각하지는 않는다. 원자로(22)의 직접적인 냉각은 안전 주입 탱크(24)의 안전 주입수에 의해 이루어진다.
이하에서는, 도 3 내지 도 5를 참조하여 본 발명의 실시 예에 따른 안전 주입수 보충 라인(70)에 대하여 보다 상세하게 설명한다.
상술한 바와 같이, 안전 주입수 보충 라인(70)은 피동형으로 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)를 안전 주입 탱크(24)로 이동시켜, 안전 주입수를 보충한다.
안전 주입수 보충 라인(70)은 안전 주입 탱크(24) 및 재장전수조(30)에 각각 결합된다.
안전 주입수 보충 라인(70)은, 제1 보충관(71)만으로 이루어지거나, 제1 보충관(71) 및 제2 보충관(72)을 모두 포함할 수 있다.
도 3 및 도 4에 실시된 예에서, 안전 주입수 보충 라인(70)은 제1 보충관(71) 및 제2 보충관(72)을 모두 포함한다.
제1 보충관(71)은 안전 주입 탱크(24) 및 재장전수조(30)에 각각 결합된다.
구체적으로, 제1 보충관(71)의 일 단은 안전 주입 탱크(24)에 연통되도록 결합된다. 또한, 제1 보충관(71)의 타 단은 재장전수조(30)의 제1 냉각수(31)에 침몰된다.
이때, 제1 보충관(71)의 상기 일 단 및 상기 타 단은 모두 개방된다. 따라서, 제1 보충관(71)은 안전 주입 탱크(24) 및 재장전수조(30)에 각각 연통된다.
제1 보충관(71)은 보충수 흡입구(711), 제1 보충수 배출구(712), 제1 보충관 체크 밸브(713), 진공 탱크(714) 및 진공 밸브(715)를 포함한다.
보충수 흡입구(711)는 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)가 흡입되는 제1 보충관(71)의 개구부이다.
보충수 흡입구(711)는 제1 보충관(71)의 상기 타 단에 위치된다.
보충수 흡입구(711)와 재장전수조(30)의 저면 사이에는 소정의 간극이 형성된다.
이때, 보충수 흡입구(711)의 압력은, 방사성 저감 탱크(60)의 무게 및 재장전수조(30) 내 공기층의 무게에 의한 압력에 제1 냉각수(31)의 수면으로부터 보충수 흡입구(711)까지의 제1 냉각수(31)의 무게에 의한 압력을 더한 값과 동일하다.
따라서, 보충수 흡입구(711)가 재장전수조(30)의 저면과 서로 인접할수록, 보충수 흡입구(711)의 압력이 보다 증가될 수 있다.
즉, 보충수 흡입구(711)가 재장전수조(30)의 저면과 서로 인접할수록, 보충수 흡입구(711)와 진공 탱크(714) 사이의 압력차가 보다 증가될 수 있고, 제1 냉각수(31)가 보다 효과적으로 제1 보충관(71)에 흡입될 수 있다.
정리하면, 보충수 흡입구(711)와 재장전수조(30)의 저면 사이의 상기 소정의 간극이 작을수록, 제1 냉각수(31)가 보다 효과적으로 제1 보충관(71)에 흡입될 수 있다.
보충수 흡입구(711)를 통해 제1 보충관(71)에 흡입된 제1 냉각수(31)는, 제1 보충수 배출구(712)를 통해 안전 주입 탱크(24)로 방출된다.
제1 보충수 배출구(712)는 제1 보충관(71)의 상기 일 단에 위치된다.
제1 보충수 배출구(712)는 진공 밸브(715)보다 하측에 위치된다. 따라서, 진공 밸브(715)와 인접하는 제1 냉각수(31)가 중력에 의해 제1 보충수 배출구(712)로 이동될 수 있다.
일 실시 예에서, 제1 보충수 배출구(712)는 제1 보충관(71)이 진공 밸브(715)와 결합된 지점으로부터 소정의 방향으로 연장되며, 상기 소정의 방향은 횡방향으로부터 하측으로 소정의 각도만큼 기울어진 방향일 수 있다.
또한, 진공 밸브(715)로부터 제1 보충수 배출구(712)를 향해 소정의 거리만큼 이격된 위치에는, 제1 보충관 체크 밸브(713)가 배치될 수 있다.
제1 보충관 체크 밸브(713)는 제1 보충관(71)의 내부에 배치된다.
제1 보충관 체크 밸브(713)는 제1 보충관(71)의 상기 일 단을 향하는 방향으로만 개방되도록 형성된다.
제1 보충관 체크 밸브(713)는 도시된 형태에 한정되지 않고, 다양한 형태로 형성될 수 있다. 예를 들어, 제1 보충관 체크 밸브(713)는 진공 밸브(715)로부터 보충수 흡입구(711)를 향해 소정의 거리만큼 이격된 위치에 배치될 수 있다.
다만, 보충수 흡입구(711)에 인접하는 제1 냉각수(31)가 진공 밸브(715)에 인접하는 위치에 도달하기 위해서는, 중력 외에 다른 피동력이 요구된다.
진공 탱크(714)는 제1 보충관(71)과 재장전수조(30) 또는 제2 공간(S2) 사이의 압력차를 이용해, 보충수 흡입구(711)에 인접하는 제1 냉각수(31)를 진공 밸브(715)에 인접하는 위치로 이동시킨다.
진공 탱크(714)는 제1 보충관(71)의 상측에 배치된다.
진공 탱크(714)는 내부에 진공이 형성된다. 따라서, 진공 탱크(714)가 제1 보충관(71)에 개방된 상태로 결합되는 경우, 제1 보충관(71) 내부 압력이 상대적으로 감소된다. 이에 따라, 제1 보충관(71)과 재장전수조(30) 사이에 큰 압력차가 발생된다.
결과적으로, 제1 냉각수(31)가, 상대적으로 고압인 재장전수조(30) 내부로부터 상대적으로 저압인 제1 보충관(71) 내부로 유입된다.
다만, 진공 탱크(714)는 원전의 정상 가동 시에는 진공 밸브(715)에 의해 폐쇄된 상태로 제1 보충관(71)에 결합된다.
진공 밸브(715)는 제1 보충관(71) 및 진공 탱크(714)에 각각 개폐 가능하게 결합된다. 이를 위해, 진공 밸브(715)는 제1 보충관(71)과 진공 탱크(714) 사이에 위치된다.
진공 밸브(715)는, 원전의 정상 가동 시 폐쇄되어, 진공 탱크(714)의 내부와 제1 보충관(71)의 내부를 단절시킨다.
반대로, 원전 사고 발생 시, 진공 밸브(715)는 개방되어, 진공 탱크(714)를 제1 보충관(71)에 대하여 개방시킨다. 따라서, 제1 보충관(71) 내부의 제1 냉각수(31)는 진공 탱크(714)의 내부로 유입될 수 있다.
일 실시 예에서, 진공 밸브(715)에는 배터리가 서로 통전 가능하게 결합될 수 있다. 이때, 상기 배터리는 원자력 발전소(1)의 외부 전력과 무관한 보조 전력원으로, 폐쇄된 상태의 진공 밸브(715)가 개방된 상태로 변환될 때 요구되는 전력을 공급한다. 따라서, 상기 배터리의 작동 전을 기준으로, 상기 배터리에 저장된 전기 에너지는, 진공 밸브(715)의 개방 시 요구되는 전력 이상이어야 한다.
제1 보충관(71)의 일측에는 제2 보충관(72)이 결합되어 안전 주입수의 보충을 보조할 수 있다.
제2 보충관(72)은 제1 보충관(71)의 최상단보다 하측에 배치된다.
따라서, 제1 보충관(71)의 진공 탱크(714)를 이용해, 보충수 흡입구(711)에 인접하는 제1 냉각수(31)가 제2 보충관(72)으로 유입될 수 있다. 즉, 제1 보충관(71)의 진공 탱크(714) 외에 별도의 진공 설비가 요구되지 않는다.
또한, 제2 보충관(72)은 제1 보충관(71)의 최상단보다 하측에 배치되는 바, 제1 보충관(71)보다 제1 냉각수(31)의 흡입을 위해 요구되는 압력차가 작다.
제2 보충관(72)은 원자로(22) 및 제1 보충관(71)에 각각 결합된다.
구체적으로, 제2 보충과의 일 단은 원자로(22)에 인접하게 배치된다. 또한, 제2 보충관(72)의 타 단은 제1 보충관(71)의 일측으로부터 분지되어 형성된다.
이때, 제2 보충관(72)의 상기 일 단 및 상기 타 단은 모두 개방된다. 따라서, 제2 보충관(72)은 제1 보충관(71) 및 원자로(22)의 용기 내부에 각각 연통된다.
제2 보충관(72)은 제2 보충수 배출구(722), 제2 보충관 체크 밸브(723) 및 제2 보충관 노즐(724)을 포함한다.
제2 보충수 배출구(722)는 제2 보충관(72)의 상기 일 단에 위치된다.
구체적으로, 제2 보충수 배출구(722)는 원자로(22)에 인접하게 배치된다. 따라서, 원자로(22)가 제2 보충수 배출구(722)로 방출된 제1 냉각수(31)에 의해 냉각될 수 있다.
제2 보충수 배출구(722)는 제2 보충관(72)의 상기 타 단보다 하측에 위치된다. 따라서, 제2 보충관(72)의 상기 타 단과 인접하는 제1 냉각수(31)가 중력에 의해 제2 보충수 배출구(722)로 이동될 수 있다.
일 실시 예에서, 제2 보충수 배출구(722)는 제2 보충관(72)의 상기 타 단으로부터 소정의 방향으로 연장되며, 상기 소정의 방향은 횡 방향으로부터 하측으로 소정의 각도만큼 기울어진 방향일 수 있다.
또한, 제2 보충관(72)의 상기 타 단으로부터 제2 보충수 배출구(722)를 향해 소정의 거리만큼 이격된 위치에는, 제2 보충관 체크 밸브(723)가 배치될 수 있다.
제2 보충과 체크 밸브는 제2 보충관(72)의 내부에 배치된다.
제2 보충관 체크 밸브(723)는 제2 보충관(72)의 상기 일 단을 향하는 방향으로만 개방되도록 형성된다.
제2 보충관 체크 밸브(723)는 도시된 형태에 한정되지 않고, 다양한 형태로 형성될 수 있다. 예를 들어, 제2 보충관 체크 밸브(723)는, 제2 보충관 노즐(724)로부터 제2 보충수 배출구(722)를 향해 소정의 거리만큼 이격된 위치에 배치될 수 있다.
일 실시 예에서, 제2 보충관(72)으로 유입된 제1 냉각수(31)는, 제2 보충관 노즐(724)에 의해 원자로(22)로의 유입이 조절될 수 있다.
제2 보충관 노즐(724)은, 제2 보충관(72)을 통과하는 제1 냉각수(31)의 원자로(22) 방출 여부 및 방출량을 조절한다.
제2 보충관 노즐(724)은 제2 보충관(72)의 내부에 배치된다.
도시된 실시 예에서, 제2 보충관 노즐(724)은 원뿔 형상으로 형성된다. 구체적으로, 제2 보충관(72)의 상기 일 단을 향해 그 내외경이 감소되는 형상으로 형성된다.
제2 보충관 노즐(724)은 도시된 형태에 한정되지 않으며, 다양한 형태로 형성될 수 있다. 예를 들어, 제2 보충관 노즐(724)은, 안전 주입 밸브(241)로부터 제2 보충관(72)의 상기 일 단을 향해 소정의 거리만큼 이격된 위치에 배치될 수 있다.
제2 보충관(72)은 생략될 수 있으며, 안전 주입수 보충 라인(70)은 제1 보충관(71)만으로 이루어질 수 있다.
도 5에 실시된 예에서, 안전 주입수 보충 라인(70)은 제1 보충관(71)만으로 이루어진다. 즉, 상기 실시 예에서, 제1 보충관(71)은 제2 보충관(72)으로 분지되지 않는다.
이하에서는, 도 6 내지 도 9를 참조하여 안전 주입수 보충 과정에 대하여 보다 상세하게 설명한다.
도 6은 원전 사고 발생 전의 안전 주입수 보충 라인(70)을 도시한다. 즉, 도 6은 원전이 정상 가동될 때의 안전 주입수 보충 라인(70)을 도시한다.
원전의 정상 가동 시에는, 원자로(22)에서 발생된 열이 자체적인 냉각재계통에 의해 냉각된다.
따라서, 안전 주입 밸브(241)가 폐쇄된 상태로, 안전 주입수가 원자로(22)에 주입되지 않는다.
도 7은 원전 사고 발생 직후의 안전 주입수 보충 라인(70)을 도시한다. 구체적으로, 도 7은 원전 사고 발생 후 72시간이 경과되기 전의 안전 주입수 보충 라인(70)을 도시한다.
원전 사고 발생 시, 안전 주입 밸브(241)가 개방되어, 안전 주입 탱크(24) 내의 안전 주입수가 원자로(22)로 주입된다. 따라서, 원자로(22)가 안전 주입수에 의해 냉각될 수 있다.
원전 사고로 인해 원자력 발전소(1) 외부 전력이 단절되는 경우에는, 펌프에 의한 안전 주입수 보충 또한 정지된다. 따라서, 안전 주입 탱크(24) 내 안전 주입수는, 시간이 경과됨에 따라 점차 감소된다.
안전 주입 탱크(24)에는 소정의 양의 안전 주입수가 수용된다. 이때, 상기 소정의 양은, 일반적으로 72시간 동안 외부 전력 없이 원자로(22)에 공급될 수 있는 양으로 설계된다.
따라서, 원전 사고 후 72시간이 경과된 이후에는, 원자로(22)의 냉각을 위한 안전 주입수가 보충되어야 한다.
도 8은 안전 주입수 보충 라인(70)에 의해 안전 주입 탱크(24)에 안전 주입수가 공급되는 과정을 도시한다.
안전 주입 탱크(24) 내 안전 주입수가 고갈되면, 진공 밸브(715)가 개방된다. 이때, 진공 밸브(715)는 배터리 등의 보조 전력원에 의해 작동될 수 있다.
진공 밸브(715)가 개방되면, 진공 탱크(714)와 재장전수조(30) 사이의 압력차로 인해, 재장전수조(30) 내 제1 냉각수(31)가 보충수 흡입구(711)로 유입된다.
보충수 흡입구(711)로 유입된 제1 냉각수(31)는, 제1 방출관을 따라 진공 탱크(714)를 향해 상승되고, 중력에 의해 진공 탱크(714)보다 하측에 위치되는 제1 보충수 배출구(712) 또는 제2 보충수 배출구(722)로 방출된다.
제1 보충수 배출구(712)로 방출된 제1 냉각수(31)는 안전 주입 탱크(24)로 유입된다.
또한, 제2 보충수 배출구(722)로 방출된 제1 냉각수(31)는, 원자로(22)에 직접적으로 방출되어, 원자로(22)를 냉각한다.
따라서, 안전 주입 탱크(24) 내 안전 주입수가 피동형으로 보충될 수 있고, 안전 주입수의 고갈이 방지될 수 있다.
더 나아가, 안전 주입수가 원자로(22) 및 노심(21)을 냉각하는 바, 원자로(22) 및 노심(21)의 용해 또한 방지될 수 있다.
결과적으로, 원전 사고 발생 시, 원자로(22)의 용해로 인한 중대 사고가 방지될 수 있다.
또한, 피동형으로 작동되는 바, 안전 주입수의 유동에 펌프 등의 전기 기구가 별도로 요구되지 않는다.
진공 탱크(714) 내부는, 진공 탱크(714) 내부의 압력이 재장전수조(30) 내의 압력과 동일해질 때까지, 재장전수조(30) 내의 압력보다 낮은 압력을 갖는다.
따라서, 제1 냉각수(31)가 연속적으로 안전 주입수 또는 원자로(22) 용기에 유입될 수 있다. 즉, 안전 주입수 보충 라인(70)이 제1 냉각수(31)를 안전 주입 탱크(24)로 연속적으로 이동시킬 수 있다.
진공 탱크(714) 내부가 제1 냉각수(31)로 가득 차거나, 진공 탱크(714) 내부의 압력이 재장전수조(30) 내 압력과 동일해지면, 안전 주입수 보충 라인(70)에 의한 안전 주입수 공급이 종료된다.
도 9는 안전 주입수의 보충이 종료된 후의 안전 주입수 보충 라인(70)을 도시한다.
이상 본 발명의 바람직한 실시 예를 참조하여 설명하였지만, 본 발명은 상기 설명된 실시 예들의 구성에 한정되는 것이 아니다.
또한, 본 발명은, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해, 이하의 청구범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역을 벗어나지 않는 범위 내에서 다양하게 수정 및 변경될 수 있다.
더 나아가, 상기 실시 예들은 다양한 변형이 이루어질 수 있도록 각 실시 예들의 전부 또는 일부가 선택적으로 조합되어 구성될 수 있다.
1: 원자력 발전소
10: 격납 건물
20: 일차 격납부
21: 노심
22: 원자로
23: 증기 발생기
24: 안전 주입 탱크
241: 안전 주입 밸브
30: 재장전수조
31: 제1 냉각수
32: 제1 증기 배출구
40: 증기관
41: 증기관 입구
42: 증기관 출구
50: 비상 냉각 탱크
51: 응축 열 교환기
60: 방사성 저감 탱크
61: 제2 냉각수
62: 제2 증기 배출구
70: 안전 주입수 보충 라인
71: 제1 보충관
711: 보충수 흡입구
712: 제1 보충수 배출구
713: 제1 보충관 체크 밸브
714: 진공 탱크
715: 진공 밸브
72: 제2 보충관
722: 제2 보충수 배출구
723: 제2 보충관 체크 밸브
724: 제2 보충관 노즐
S1: 제1 공간
S2: 제2 공간

Claims (17)

  1. 내부에 원자로 및 안전 주입 탱크를 수용하는 제1 공간이 형성되는 일차 격납부;
    내부에 냉각수가 수용되는 재장전수조;
    상기 안전 주입 탱크 및 상기 재장전수조에 각각 결합되는 안전 주입수 보충 라인; 및
    내부에 상기 일차 격납부, 상기 재장전수조 및 상기 안전 주입수 보충 라인을 수용하는 제2 공간이 형성되는 격납 건물;을 포함하고,
    상기 안전 주입수 보충 라인은,
    일 단이 상기 안전 주입 탱크에 연통되도록 결합되고, 타 단이 상기 냉각수에 침몰되며, 상기 일 단과 상기 타 단이 모두 개방되는 보충관;
    상기 보충관의 상측에 배치되고, 내부에 진공이 형성되는 진공 탱크; 및
    상기 보충관과 상기 진공 탱크 사이에 위치되어, 상기 보충관 및 상기 진공 탱크에 각각 개폐 가능하게 결합되는 진공 밸브를 포함하며,
    상기 진공 밸브는,
    배터리와 서로 통전 가능하게 결합되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 보충관의 상기 일 단은,
    상기 진공 밸브보다 하측에 위치되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 보충관의 상기 타 단과 상기 재장전수조의 저면 사이에는 소정의 간극이 형성되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  4. 제1항에 있어서,
    상기 보충관의 내부에는,
    상기 보충관의 상기 일 단을 향하는 방향으로만 개방되도록 형성되는 보충관 체크 밸브를 포함하는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  5. 삭제
  6. 제1항에 있어서,
    상기 격납 건물과 서로 이격되고, 내부에 응축 열 교환기 및 냉수를 수용하는 공간이 형성되는 비상 냉각 탱크를 포함하고,
    상기 응축 열 교환기는,
    상기 제1 공간과 연통되도록 상기 일차 격납부에 결합되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 재장전수조의 상측에 배치되고, 내부에 냉수가 수용되는 공간이 형성되는 방사성 저감 탱크를 포함하고,
    상기 재장전수조의 상단부에는,
    상기 재장전수조의 내부 및 상기 방사성 저감 탱크의 내부와 연통되는 증기 배출구가 형성되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  8. 내부에 원자로 및 안전 주입 탱크를 수용하는 제1 공간이 형성되는 일차 격납부;
    내부에 냉각수가 수용되는 재장전수조;
    상기 일차 격납부 및 상기 재장전수조에 각각 결합되는 안전 주입수 보충 라인; 및
    내부에 상기 일차 격납부, 상기 재장전수조 및 상기 안전 주입수 보충 라인을 수용하는 제2 공간이 형성되는 격납 건물;을 포함하고,
    상기 안전 주입수 보충 라인은,
    일 단이 상기 안전 주입 탱크에 연통되도록 결합되고, 타 단이 상기 냉각수에 침몰되며, 상기 일 단과 상기 타 단이 모두 개방되는 제1 보충관;
    상기 제1 보충관의 최상단보다 하측에 배치되고, 일 단이 상기 원자로에 인접하게 배치되며, 타 단이 상기 제1 보충관으로부터 분지되어 형성되는 제2 보충관;
    상기 제1 보충관의 상측에 배치되고, 내부에 진공이 형성되는 진공 탱크;
    상기 제1 보충관과 상기 진공 탱크 사이에 위치되어, 상기 보충관 및 상기 진공 탱크에 각각 개폐 가능하게 결합되는 진공 밸브를 포함하며,
    상기 진공 밸브는,
    배터리와 서로 통전 가능하게 결합되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 제1 보충관의 상기 일 단은,
    상기 진공 밸브보다 하측에 위치되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  10. 제9항에 있어서,
    상기 제2 보충관의 상기 일 단은,
    상기 제2 보충관의 상기 타 단보다 하측에 위치되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  11. 제8항에 있어서,
    상기 제1 보충관의 상기 타 단과 상기 재장전수조의 저면 사이에는 소정의 간극이 형성되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  12. 제8항에 있어서,
    상기 제2 보충관은,
    원뿔 형상으로 형성되고, 상기 제2 보충관의 상기 일 단을 향해 그 내외경이 감소되는 제2 보충관 노즐을 포함하는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  13. 제8항에 있어서,
    상기 제1 보충관의 내부에는,
    상기 제1 보충관의 상기 일 단을 향하는 방향으로만 개방되도록 형성되는 제1 보충관 체크 밸브를 포함하는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  14. 제13항에 있어서,
    상기 제2 보충관의 내부에는,
    상기 제2 보충관의 상기 일 단을 향하는 방향으로만 개방되도록 형성되는 제2 보충관 체크 밸브를 포함하는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  15. 삭제
  16. 제8항에 있어서,
    상기 격납 건물과 서로 이격되고, 내부에 응축 열 교환기 및 냉수를 수용하는 공간이 형성되는 비상 냉각 탱크를 포함하고,
    상기 응축 열 교환기는,
    상기 제1 공간과 연통되도록 상기 일차 격납부에 결합되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
  17. 제8항에 있어서,
    상기 재장전수조의 상측에 위치되고, 내부에 냉수가 수용되는 공간이 형성되는 방사성 저감 탱크를 포함하고,
    상기 재장전수조의 상단부에는,
    상기 재장전수조의 내부 및 상기 방사성 저감 탱크의 내부와 연통되는 증기 배출구가 형성되는,
    원자로의 피동형 보호 계통.
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KR102044832B1 (ko) * 2018-01-04 2019-11-15 한국원자력연구원 안전주입 장치 및 이를 구비하는 원전
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