KR102455236B1 - 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템 - Google Patents

피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템 Download PDF

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Abstract

본 발명은 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 피동응축탱크에서 열교환되고 남은 불용 열교환수를 냉각수로 활용할 수 있도록 함으로써, 원자로 냉각 작업에 대한 효율성을 높이고 원자로 사고 발생시 초동 대처에 대한 효율성을 높일 수 있는 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템에 관한 것이다.
이를 위해, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기 발생기; 열교환수가 저수된 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크의 내부에 설치되며, 피동응축탱크의 바닥으로부터 이격 설치된 응축기; 증기 발생기와 피동응축탱크의 응축기의 입구 사이에 설치되며, 원자로 운전 중단시 터빈 측으로의 증기 공급을 차단하고 상기 응축기로 증기를 분기시키는 관로를 제공하는 증기 공급관; 상기 응축기의 출구와 상기 증기 발생기 사이에 설치되며, 응축기를 통해 응축된 응축수를 증기 발생기로 회수시키는 관로를 제공하는 응축수 회수관을 포함하는 원자력 발전 시설의 피동보조급수계통에 있어서, 상기 피동응축탱크와 상기 응축수회수관 사이에는 상기 응축기와 피동응축탱크의 바닥 사이에 남은 잔수가 응축수회수관으로 배출되도록 잔수 배출유로가 설치되며, 상기 잔수 배출유로는 잔수 배출유로를 통한 열교환수 공급이 상기 응축수회수관으로 자연 낙하될 수 있도록 설치되고, 상기 피동응축탱크의 바닥은 잔수 배출유로측으로 하향 경사지게 설치되며, 잔수 배출유로는 피동응축탱크 바닥의 최저점에 설치된 것을 특징으로 하는 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템을 제공한다.

Description

피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템{A cooling system using unuseful water of passive auxiliary feedwater system}
본 발명은 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 피동응축탱크에서 열교환되고 남은 잔수(불용 열교환수)를 원자로 냉각을 위한 냉각수로 활용할 수 있도록 한 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템에 관한 것이다.
원자력발전소는 연료의 핵분열에 의해 생성된 열에너지를 이용하여 증기발생기를 통과하는 물에 열을 전달하여 증기를 발생시키고, 발생된 증기에 의해 터빈과 발전기를 가동시켜 전기에너지를 얻는 설비이다. 원자력발전소는 핵연료를 보유하고 있는 원자로 노심과, 원자로에서 발생한 열에너지를 이차측으로 전달하는 원자로 냉각재 계통을 설계기준 범위 내에서 안전하게 운전되도록 함으로써 원자력발전소의 안전상태를 유지하고, 방사능 물질의 확산을 방지하기 위한 설비가 구비되어야 한다.
이를 달성하기 위하여 원자력발전소는 사고 발생시 발전소를 안전하게 정지시킬 수 있도록 공학적 안전설비 계통을 갖추고 있다. 공학적 안전설비 계통은 격납용기계통(Containment System), 비상노심냉각계통(Emergency Core Cooling System), 피동보조급수계통(Passive Auxiliary Feedwater System)을 포함한다.
상기 피동보조급수계통의 일례로, 도 1은 대한민국 등록특허 제10-1022164호에 개시된 경수로의 피동 이차측 응축계통을 나타낸 것이다. 도 1을 참조하면, 종래 경수로의 피동 이차측 응축계통은, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(10), 상기 증기발생기(10)의 열을 터빈 측으로 공급하는 주증기관(11), 터빈을 거친 증기가 냉각수와의 열교환에 의해 응축된 물이 증기발생기(10)로 회수되는 주급수관(12), 원자로 운전 중단시 터빈 측으로의 증기 공급을 차단하고 주증기관(11)으로부터 분기되는 증기공급관(13)을 통하여 유입되는 증기를 피동응축탱크(30) 내부에 담긴 응축기(20)에서의 열교환에 의해 물로 응축시킨 후, 응축기(20)의 출구에 연결된 응축수회수관(14)을 통해 응축된 물을 주급수관(12)으로 합류시키도록 구성되어 있고, 응축수회수관(14)에는 응축된 물의 역류방지를 위한 역류방지부(40)가 설치된 구성이 개시되어 있다.
이와 같은 피동 이차측 응축계통에 의하면, 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 증기발생기(10)에서 발생된 증기를 응축기(20)에서 응축시킨 후 증기발생기(10)로 환수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 원자로의 과열을 방지할 수 있는 장점이 있다.
하지만, 상기한 종래의 피동보조급수계통은 응축기(20)를 통해 응축수가 만들어지는 과정에서, 피동응축탱크(30)에 저수된 열교환수는 고온의 증기가 지나는 응축기(20)와 열교환되면서 증발되므로 일정 시간이 지난 후에는, 피동응축탱크(30)의 수위가 줄어 열교환수를 충수시켜야하는 일이 발생한다. 피동응축탱크(30)로의 열교환수 충수 작업 및 과정은 작업 시간이 많이 소요되므로, 원자로에서 사고 발생시 대처 효율성이 떨어지는 문제가 있다. 피동응축탱크(30)의 열교환수 저수량은 통상 67만 갤런이며, 대략 8시간 동안 응축수를 생성할 수 있는 정도의 양이다. 원자로 사건 발생의 경중에 따라 다르지만 피동응축탱크(30)의 열교환수가 소진된 상태에서도 원자로 사고 수습이 끝나지 않을 경우, 전술한 바와 같이 피동응축탱크(30)로의 열교환수 충수에서부터 응축수 생성까지의 시간이 소요되므로 원자로 사고 발생에 대한 효과적인 대응이 어렵고, 초동 대처가 늦을 경우 원자로 사고 발생이 확산될 수 있는 문제를 야기할 수 있다.
대한민국 등록특허 제10-1022164호
본 발명은 상기한 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로써, 본 발명의 목적은 피동응축탱크에 설치된 응축기와 피동응축탱크의 바닥 사이 만큼의 불용 열교환수를 원자로 냉각을 위한 냉각수로써 직접 사용할 수 있도록 함으로써, 원자로 사고 발생시 냉각수 사용 대처 효율성을 높일 수 있도록 한 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템을 제공하고자 한 것이다.
본 발명은 상기한 목적을 달성하기 위하여, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기 발생기; 열교환수가 저수된 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크의 내부에 설치되며, 피동응축탱크의 바닥으로부터 이격 설치된 응축기; 증기 발생기와 피동응축탱크의 응축기의 입구 사이에 설치되며, 원자로 운전 중단시 터빈 측으로의 증기 공급을 차단하고 상기 응축기로 증기를 분기시키는 관로를 제공하는 증기 공급관; 상기 응축기의 출구와 상기 증기 발생기 사이에 설치되며, 응축기를 통해 응축된 응축수를 증기 발생기로 회수시키는 관로를 제공하는 응축수 회수관을 포함하는 원자력 발전 시설의 피동보조급수계통에 있어서, 상기 피동응축탱크와 상기 응축수회수관 사이에는 상기 응축기와 피동응축탱크의 바닥 사이에 남은 잔수가 응축수회수관으로 배출되도록 잔수 배출유로가 설치되며, 상기 잔수 배출유로는 잔수 배출유로를 통한 열교환수 공급이 상기 응축수회수관으로 자연 낙하될 수 있도록 설치되고, 상기 피동응축탱크의 바닥은 잔수 배출유로측으로 하향 경사지게 설치되며, 잔수 배출유로는 피동응축탱크 바닥의 최저점에 설치된 것을 특징으로 하는 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템을 제공한다.
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또한, 상기 피동응축탱크에는 열교환수의 수위를 측정하는 수위측정센서가 설치되고, 상기 잔수 배출유로에는 자동밸브가 설치되며, 자동밸브는 수위측정센서의 수위 감지를 통해 잔수 배출유로를 자동으로 개방시킬 수 있도록 설치된 것이 바람직하다.
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본 발명에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템은 피동응축탱크에서의 열교환과정에서 증발하고 남은 불용 열교환수 즉, 응축기와 접촉되지 않는 열교환수를 원자로 냉각을 위한 냉각수로 활용할 수 있도록 하였다. 이에 따라, 본 발명은 피동응축탱크에 남은 불용 열교환수를 활용하는 측면에서의 효율성을 높일 수 있는 효과가 있다.
또한, 본 발명은 사고 발생시 열교환수 증발에 따른 열교환 작업이 정지되어 응축수 공급이 멈추더라도 피동응축탱크에 남은 잔수를 냉각수로써 즉시 활용할 수 있으므로, 원자로 냉각 작업에 대한 연속성이 이루어질 수 있으며, 초동 대처 효율성을 높일 수 있으므로, 문제 확산을 방지할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 종래기술에 따른 원자력 발전 시설의 피동보조급수계통을 나타낸 계통도이다.
도 2는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템을 나타낸 계통도이다.
도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템의 피동응축탱크의 변형예를 나타낸 도면이다.
도 4는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수를 활용한 원자로 냉각 제어방법을 나타낸 순서도이다.
본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정 해석되지 아니하며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.
이하, 첨부된 도 2 내지 도 4를 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템에 대하여 설명하도록 한다. 설명하기에 앞서 종래 기술과 동일한 구성에 대해서는 부호를 병기하며 상세한 설명은 생략하도록 한다.
피동보조급수계통 불용 열교환수 활용 시스템은 피동응축탱크에서 열교환과정에서 증발되어 더 이상 열교환에 활용할 수 없는 증기 발생기 냉각 작업에 즉시 투입하여 원자로 사고 대처에 효율성을 높일 수 있도록 하였다. 잔수는 피동응축탱크의 바닥과 응축기 사이만큼에 해당하는 불용 열교환수를 말하는 것이다. 본 명세서에서는 잔수와 불용 열교환수를 혼용하여 쓰기로 한다.
피동보조급수계통불용 열교환수 활용 시스템은 도 2에 도시된 바와 같이, 증기 발생기(10)와, 피동응축탱크(30)와, 응축기(20)와, 증기 공급관(13)과, 응축수 회수관(14)과, 잔수 배출유로(100)를 포함한다.
피동응축탱크(30)에는 응축작용을 위한 열교환수가 저수되며, 열교환수에는 응축기(20)가 잠겨 설치된다. 이때, 응축기(20)는 구조적 특성 및 응축 효율성을 높이기 위하여 피동응축탱크(30)의 바닥으로부터 이격되어 설치된다. 이에 따라, 열교환수는 응축기(20)와 피동응축탱크(30) 바닥 사이만큼의 불용 열교환수를 발생한다. 즉, 응축기(20)를 통한 응축작용은 응축기(20)가 열교환수와 접촉하면서 열교환되는 과정에서 발생하는데, 응축기(20) 전체가 열교환수로부터 노출될 경우, 열교환 작용을 수행할 수없으므로, 응축과정에서 열교환수가 증발되어 수위가 감소할 경우, 피동응축탱크(30)에는 불용 열교환수 발생이 불가피한 것이다.
피동응축탱크(30)에는 불용 열교환수 발생을 감지하기 위한 수위측정센서(31)가 설치된다. 수위측정센서(31)는 피동응축탱크(30)의 수위를 감지하되, 응축과정에서 열교환수가 증발되어 감소하는 수위를 감지하면서 응축기(20) 전체가 열교환수로부터 노출되었을 때의 수위를 감지하기 위한 것이다. 즉, 수위측정센서(31)가 불용 열교환수가 발생했음을 감지하는 수위는 응축기(20)의 최저점보다 낮은 점이어야 함은 이해 가능하다. 한편, 피동응축탱크(30)에는 열교환수 수위가 줄어, 불용 열교환수가 발생한 시점을 수위측정센서(31)가 감지하면 이를 관리자에 알릴 수 있는 알람 신호 발생기(32)가 더 설치됨이 바람직하다.
잔수 배출유로(100)는 피동응축탱크(30)에서 발생한 잔수 즉, 불용 열교환수를 증기 발생기(10)로 보내기 위한 관로를 제공하며, 피동응축탱크(30)과 응축수회수관(14) 사이에 설치된다. 잔수 배출유로(100)는 응축기(20)를 통한 응축 과정이 완료되고 남은 효용성이 떨어지는 불용 열교환수를 냉각수로 사용하기 위한 구성으로써, 원자로 사고시 응축수만으로 사고 수습이 완료되지 않을 경우, 남아있는 불용 열교환수를 냉각수로 사용할 수 있도록 한 구성인 것이다. 잔수 배출유로(100)를 통한 불용 열교환수의 공급은 응축수 회수관(14)으로 자연 낙하될 수 있도록 마련됨이 바람직하다. 이때, 잔수 배출유로(100)에는 잔수 배출유로(100)의 관로를 자동으로 개폐시킬 수 있는 자동밸브(110)가 설치된다. 평상시에 잔수 배출유로(100)는 자동밸브(110)를 통해 닫혀있다가, 원자로 사고시 불용 열교환수가 발생하면 자동밸브(110)를 통해 자동으로 개방되어 증기 발생기(10)에 불용 열교환수를 냉각수로써 자동으로 공급할 수 있도록 한 것이다.
한편, 잔수 배출유로(100)와 더불어, 도 2에 도시된 바와 같이, 엑스트라 유로(200)가 더 설치됨이 바람직하다. 엑스트라 유로(200)는 피동응축탱크(30)의 불용 열교환수만으로 증기 발생기(10) 냉각이 충분하게 이루어지지 못할 때, 추가로 개방되어 기존의 복수저장탱크(Condensate Storage Tank;300)에 저수된 물을 증기 발생기(10)로 공급시키기 위한 구성이다. 복수저장탱크(300)는 수증기 터빈의 배기를 복수기를 통해서 물로 만든 후, 그 물을 모아놓은 평상시에 마련된 시설물이다.
엑스트라 유로(200)는 복수저장탱크(300)와 응축수 회수관(14) 사이에 연결되며, 엑스트라 유로(200)에는 복수저장탱크(300)의 물을 펌핑하기 위한 보조충전펌프(400)가 설치된다. 보조충전펌프(400)는 복수저장탱크(300)의 물을 증기 발생기(10)로 공급시킴과 더불어, 피동응축탱크(30)에 열교환수를 충수시키기 위한 펌핑작용을 수행하는 역할을 한다. 즉, 보조충전펌프(400)는 펌핑유로(500)를 통해 복수저장탱크(300)의 물을 피동응축탱크(30)에 열교환수로써 보충시킬 수 있는 것이다. 펌핑유로(500)는 피동응축탱크(30)와 엑스트라 유로(200) 사이에 연결된다.
또한, 보조충전펌프(400)는 피동응축탱크(30)로부터 증기 발생기(10)로 열교환수를 펌핑하여 공급하는 역할을 한다. 상기한 바와 같이, 피동응축탱크(30)로부터 증기 발생기(10)로의 열교환수 공급은 잔수 배출유로(100)를 통해 자연낙하되는데, 뿐만아니라, 피동응축탱크(30)로부터 증기 발생기(10)로의 열교환수 공급은 보조충전펌프(400)를 통해 피동응축탱크(30)의 열교환수를 증기 발생기(10)로 펌핑하여 공급할 수도 있는 것이다.
한편, 피동응축탱크(30)의 바닥은 도 3에 도시된 바와 같이, 잔수 배출유로(100)측으로 하향 경사지게 설치될 수 있다. 이는 잔수 발생을 최대한 억제하여 불용 열교환수를 냉각수로 최대한 많이 사용될 수 있도록 하기 위함이다. 이때, 잔수 배출유로(100)는 피동응축탱크(30) 바닥의 최저점에 설치된다.
이하, 상기한 구성으로 이루어진 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템을 이용해 원자로 냉각을 제어하는 방법에 대하여 도 4를 참조하여 설명하도록 한다.
원자력 발전 시설이 정상 가동중 사고 발생시, 증기 발생기(10)로부터 터빈으로의 증기 공급은 차단되고, 증기 공급관(13)을 통해 피동응축탱크(30)의 응축기(20)로 증기 공급이 이루어진다.(S10)
고온의 증기는 응축기(20)의 입구를 통해 응축기(20)의 출구로 토출되는데, 이 과정에서 고온의 증기는 피동응축탱크(30)에 저수된 열교환수와 열교환되면서 응축수를 발생시킨다.(S20) 이때, 열교환수는 열교환이 이루어지는 과정에서 점점 증발되어 피동응축탱크(30)의 열교환수 수위는 점차 감소된다.
응축수는 응축수 회수관(14)을 통해 사고가 발생한 원자로측으로 회수되어 증기 발생기(10)를 지속적으로 냉각시킨다.(S30)
이때, 수위측정센서(31)는 증발되는 열교환수의 수위를 계속해서 측정한다.(S40)
이때, 수위측정센서(31)는 측정된 수위가 일정 수위에 도달했는지 여부를 판단한다.(S50) 이때. 일정 수위라 함은 열교환수의 수위가 응축기(20)의 최저점 미만일때의 수위를 말한다. 수위측정센서(30)를 통해 감지된 수위가 일정 수위에 도달하기 전에는 응축수 공급이 지속적으로 이루어지면서 증기 발생기(10) 냉각이 이루어진다.(S20,S30)
한편, 수위측정센서(31)를 통해 감지된 피동응축탱크(30)에서의 열교환수 수위가 일정 수위이면 제어부(미도시)는 알람 신호 발생기(32)를 작동하여 관리자가 인지하도록 하고, 자동밸브(110)를 작동시켜 잔수 배출유로(100)를 개방시킨다.(S60)
이때, 응축기(20)의 응축 작용은 정지되며, 피동응축탱크(30)에 남은 잔수 즉, 불용 열교환수는 잔수 배출유로(100)를 통해 응축수 회수관(14)으로 자연 낙하된다.(S70) 이때, 보조충전펌프(400)는 불용 열교환수를 응축수 회수관(14)으로 공급할 수도 있다.
이후, 응축수 회수관(14)으로 배출된 불용 열교환수는 증기 발생기(10)로 공급되어 냉각 작용을 수행한다.(S80)
이때, 관리자는 증기 발생기 냉각이 완료되었는지 여부를 판단한다.(S90) 증기 발생기 냉각이 완료되면, 관리자는 냉각 시스템을 정상적으로 종료한다.(S100)
만약, 불용 열교환수 공급만으로 증기 발생기 냉각이 완료되지 못한 경우, 관리자는 엑스트라 유로(200)를 개방한다.(S91) 이에 따라, 복수저장탱크(300)에 저수된 물은 엑스트라 유로(200)를 통해 공급될 수 있는 상태가 된다. 이후, 관리자는 보조충전펌프(400)를 작동하여 복수저장탱크(300)의 물을 증기 발생기(10)로 공급하여 냉각 작업을 연이어 실시한다.
한편, 관리자는 펌핑유로(500)를 개방하고, 보조충전펌프(400)를 작동하여 복수저장탱크(300)의 물을 피동응축탱크(30)에 충수시킬 수 있다.(S200)
지금까지 설명한 바와 같이 본 발명에 따른 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템은 피동응축탱크에 남아 있으면서도 응축기와의 열교환 작용에 사용할 수 없는 불용 열교환수를 냉각수로 사용할 수 있도록 한 기술적 특징이 있다. 이에 따라, 원자로 사고 발생시 냉각수 활용도를 높일 수 있으며 초동 대처 효율성을 높여 사고가 확산되는 것을 억제할 수 있다.
이상에서 본 발명은 기재된 구체예에 대하여 상세히 설명되었지만 본 발명의 기술사상 범위 내에서 다양한 변형 및 수정이 가능함은 당업자에게 있어서 명백한 것이며, 이러한 변형 및 수정은 첨부된 특허 청구범위에 속함은 당연한 것이다.
10 : 증기발생기 11 : 주증기관
12 : 주급수관 13 : 증기공급관
14 : 응축수회수관 20 : 응축기
30 : 피동응축탱크 31 : 수위측정센서
32 : 알람 신호 발생기 100 : 잔수 배출유로
110 : 자동밸브 200 : 엑스트라 유로
300 : 복수저장탱크 400 : 보조충전펌프
500 : 펌핑유로

Claims (6)

  1. 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기 발생기; 열교환수가 저수된 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크의 내부에 설치되며, 피동응축탱크의 바닥으로부터 이격 설치된 응축기; 증기 발생기와 피동응축탱크의 응축기의 입구 사이에 설치되며, 원자로 운전 중단시 터빈 측으로의 증기 공급을 차단하고 상기 응축기로 증기를 분기시키는 관로를 제공하는 증기 공급관; 상기 응축기의 출구와 상기 증기 발생기 사이에 설치되며, 응축기를 통해 응축된 응축수를 증기 발생기로 회수시키는 관로를 제공하는 응축수 회수관을 포함하는 원자력 발전 시설의 피동보조급수계통에 있어서,
    상기 피동응축탱크와 상기 응축수회수관 사이에는 상기 응축기와 피동응축탱크의 바닥 사이에 남은 잔수가 응축수회수관으로 배출되도록 잔수 배출유로가 설치되며,
    상기 잔수 배출유로는 잔수 배출유로를 통한 열교환수 공급이 상기 응축수회수관으로 자연 낙하될 수 있도록 설치되고,
    상기 피동응축탱크의 바닥은 잔수 배출유로측으로 하향 경사지게 설치되며, 잔수 배출유로는 피동응축탱크 바닥의 최저점에 설치된 것을 특징으로 하는 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템.
  2. 삭제
  3. 삭제
  4. 제1항에 있어서,
    상기 피동응축탱크에는 열교환수의 수위를 측정하는 수위측정센서가 설치되고, 상기 잔수 배출유로에는 자동밸브가 설치되며,
    자동밸브는 수위측정센서의 수위 감지를 통해 잔수 배출유로를 자동으로 개방시킬 수 있도록 설치된 것을 특징으로 하는 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템.
  5. 삭제
  6. 삭제
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Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101221812B1 (ko) * 2011-08-30 2013-01-14 한국수력원자력 주식회사 수위 조절이 가능한 피동형 보충수 탱크

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5235614B2 (ja) 2008-11-05 2013-07-10 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラント及び制御方法
KR101022164B1 (ko) 2009-06-15 2011-03-17 한국수력원자력 주식회사 경수로의 피동형 이차측 응축계통
KR101278906B1 (ko) * 2011-08-30 2013-06-26 한국수력원자력 주식회사 응축수 혼합 저장탱크를 갖는 열충격 방지장치
KR101224024B1 (ko) * 2011-09-09 2013-01-21 한국수력원자력 주식회사 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통
KR20140047452A (ko) 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
KR102176826B1 (ko) * 2018-09-19 2020-11-11 한국수력원자력 주식회사 사용후핵연료 냉각장치 및 이를 이용한 사용후핵연료 냉각방법

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101221812B1 (ko) * 2011-08-30 2013-01-14 한국수력원자력 주식회사 수위 조절이 가능한 피동형 보충수 탱크

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