KR102466874B1 - 통합식 격리 밸브 시스템 및 냉각재 상실 사고（loca）보호를 위한 통합식 격리 밸브 시스템의 작동 방법 - Google Patents

통합식 격리 밸브 시스템 및 냉각재 상실 사고（loca）보호를 위한 통합식 격리 밸브 시스템의 작동 방법 Download PDF

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Abstract

원자력 반응기는 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 용기 관통부 및 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 적어도 하나의 용기 관통부를 갖는 반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 포함한다. 통합식 격리 밸브(IIV) 시스템은 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 각각 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는 피동 IIV, 및 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 각각 포함하며 그리고 액추에이터를 포함하는 하나 이상의 능동 IIV를 포함한다. 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호된다. 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호된다. 각각의 능동 밸브는 정상 폐쇄 밸브일 수 있다.

Description

통합식 격리 밸브 시스템 및 냉각재 상실 사고（LOCA）보호를 위한 통합식 격리 밸브 시스템의 작동 방법{INTEGRAL ISOLATION VALVE SYSTEMS AND METHODS OF OPERATING SAME FOR LOSS OF COOLANT ACCIDENT（LOCA）PROTECTION}
본 출원은 에너지국 협력 협정 제DE-NE0000583호에 의해 후원된 업무 중에 구상되었다. 에너지국은 본 출원의 특정 권리를 가질 수 있다.
하기의 설명은 원자력 반응기 분야, 원자력 분야, 원자력 반응기 안전 분야, 및 관련 분야에 관한 것이다.
기존의 원자력 발전소는 통상적으로 비등수형 원자력 반응기(BWR) 또는 가압수형 원자력 반응기(PWR) 설계의 경수 열 원자력 반응기이다. 그런 반응기에서, 핵분열성 물질(통상적으로 핵분열성 235U가 농축된 UO2와 같은 우라늄 화합물)을 포함하는 원자력 반응기 코어가 반응기 압력 용기 내의 작동 압력 및 온도에서 내장된 냉각재(정제수) 내에 배치된다. 핵분열성 235U의 핵분열을 포함하는 핵 연쇄 반응은 원자력 반응기 코어 내의 열을 발생시키고 열은 이 냉각재로 전달된다. BWR 설계에서, 열은 냉각재를 증기로 직접적으로 변환시키고, 그리고 반응기 압력 용기에 내장된 증기 분리기/건조기 하드웨어는 증기를 발생시키고, 증기는 대직경 배관을 통해 터빈으로 출력되어 전기를 발생시킨다(원자력 발전소 설정에서; 보다 일반적으로는 출력 증기는 다른 유효 일을 수행하는데 사용된다). 터빈으로부터의 응축된 냉각재는 추가적인 대직경 배관을 통해 BWR 압력 용기 내로 다시 공급된다. PWR 설계에서, 1차 냉각재는 액체 상태로 유지되고(예컨대, 과냉각되고) 그리고 대직경 배관을 통해 외부 증기 발생기로 수송되고, 외부 증기 발생기에서 (1차) 반응기 냉각재로부터의 열은 (별개의 2차) 냉각재를 증기로 변환시키고, 증기는 결과적으로 터빈을 구동시킨다. 증기 발생기로부터의 응축된 냉각재는 추가적인 대직경 배관을 통해 PWR 압력 용기 내로 다시 공급된다.
그런 반응기의 안전한 작동은 환경으로의 방사능 누출에 대한 보호를 제공하는 것을 포함한다. 이를 위해, 통상적으로 강철 및/또는 강철 보강 콘크리트로 구성된 방사능 격납 구조로 원자력 반응기를 둘러싸는 것, 그리고 반응기 작동이 설계 포락선을 벗어나는 경우를 개선하기 위해 과잉성(redundancy)을 이용하여 안전 시스템을 실시하는 것이 일반적이다. 한 가지 경우는 반응기 압력 용기 파손으로부터, 또는 보다 일반적으로는 용기 관통부에서 반응기 압력 용기와 연결되는 대직경 파이프의 파손으로부터 반응기 냉각재가 빠져나가는 냉각재 상실 사고(loss of coolant accident)(LOCA)이다. 용기 관통부와 최근접 파이프 밸브 사이에서 발생되는 LOCA 파손은 그런 파손으로 인한 반응기 냉각재 상실이 파이프 밸브가 폐쇄된 후에도 계속되기 때문에 특히 문제가 있다.
공지된 해결책은 용기 관통부에 통합식 격리 밸브(integral isolation valve)(IIV)를 제공하는 것이다. IIV는 압력 용기와 연결되는 플랜지에 내장되는 밸브를 포함한다. IIV는 용기 관통부 내에 직접 통합되기 때문에, IIV를 폐쇄하는 것은 LOCA 파손 시에 반응기 냉각재 상실의 중단을 보장한다.
LOCA 경우를 대비하기 위해 IIV를 사용하는 것의 단점은 공압, 유압 또는 전기 제어 라인이 IIV를 작동시키는데 필요하며 그리고 이들 제어 라인이 반응기 압력 용기까지 연장되어 작동 중인 원자력 반응기에 의해 발생되는 열 및 방사선 플럭스에 노출된다는 것이다. 무선 밸브 제어부를 이용하는 것을 고려하고는 있지만, 여기에도 문제점이 존재한다. 무선 수신기가 IIV에 내장되어야 하기 때문에 고온 및 방사선 플럭스에 노출되며, 무선 통신의 무형 특성으로 인해 밸브 제어 시스템 내에서의 문제를 검출하는 것이 어려울 수 있다.
LOCA 경우를 대비하기 위해 IIV를 사용하는 것의 추가적인 단점은 반응기 압력, 냉각재 수위 등에 기초하는 LOCA 상태의 검출, 및 검출된 반응기 상태에 따른 IIV의 작동을 수반하는 밸브 액추에이터 제어가 복잡할 수 있다는 것이다. 그런 작동은 간단한 것이 아니며, 이는 응답을 위해 일부의 IIV는 개방된 상태로 그리고 다른 IIV는 폐쇄된 상태로 유지할 필요가 있기 때문이다.
예시적인 예로서 본 명세서에 개시된 몇몇 실시예에서, 원자력 장치(nuclear island)는 반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 포함하는 원자력 반응기; ECC 용기 피드쓰루(feedthrough)를 통해 원자력 반응기에 연결되는 비상 코어 냉각(emergency core cooling)(ECC) 시스템; 냉각재를 보급 라인 용기 피드쓰루를 통해 반응기 압력 용기에 주입하기 위해 그리고 배출 라인 용기 피드쓰루를 통해 반응기 압력 용기로부터 냉각재를 추출하기 위해 원자력 반응기에 연결되는 반응기 냉각재 재고 및 정화 시스템(coolant inventory and purification system)(RCIPS); 및 통합식 격리 밸브(IIV) 시스템을 포함한다. IIV 시스템은 ECC 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV; 보급 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV; 및 배출 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하는 능동 IIV를 포함한다. 원자력 장치는 잔열 제거(residual heat removal)(RHR) 시스템으로서, RHR 아웃 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기에 연결된 RHR 입구 및 RHR 복귀 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기에 연결된 RHR 출구를 갖는 잔열 제거 시스템을 추가로 포함하고, IIV 시스템은 RHR 복귀 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV, 및 RHR 아웃 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하는 능동 IIV를 추가로 포함한다. RHR 시스템은 공랭식 또는 수냉식 RHR 열교환기를 포함할 수 있다. 원자력 장치는, 반응기 압력 용기 내에 배치되며 그리고 반응기 냉각재 압력을 감지하도록 구성되는 압력 센서 및/또는 반응기 압력 용기 내에 배치되며 그리고 반응기 냉각재 수위를 감지하도록 구성되는 수위 센서를 추가로 포함할 수 있다. 반응기 제어 시스템은 임계 압력을 초과하는 압력 센서에 의해 감지된 반응기 냉각재 압력에 응답하여 RHR 아웃 용기 피드쓰루에 직접 연결된 능동 IIV를 폐쇄하도록 그리고/또는 임계 반응기 냉각재 수위 미만으로 떨어지는 압력 센서에 의해 감지된 반응기 냉각재 수위에 응답하여 배출 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결된 능동 IIV를 폐쇄하도록 적절하게 구성된다.
예시적인 예로서 본 명세서에 개시된 몇몇 실시예에서, 원자력 장치가 개시되어 있다. 원자력 반응기는 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 복수의 용기 관통부 및 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 적어도 하나의 용기 관통부를 갖는 반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 포함한다. 통합식 격리 밸브(IIV) 시스템은 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 각각 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는 복수의 피동 IIV와, 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 각각 포함하며 그리고 액추에이터를 포함하는 하나 이상의 능동 IIV를 포함한다. 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호된다. 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호된다. 몇몇 실시예에서, 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 용기 관통부 각각은 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 반송한다. 몇몇 실시예에서, 능동 IIV 각각은 액추에이터를 위한 수동 백업을 추가로 포함한다. 피동 IIV 각각은 체크 밸브는 적절하게는 임계 압력 초과 시에 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만 다른 유동은 차단한다. 능동 IIV 각각은 능동 밸브는 정상 폐쇄 밸브이다.
예시적인 예로서 본 명세서에 개시된 몇몇 실시예에서, 원자력 반응기는 반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 포함한다. 복수의 보조 시스템이 용기 관통부를 통해 원자력 반응기와 유체 연통한다. 용기 관통부 각각은 원자력 반응기 내로 유체를 반송하는 유체 유입 용기 관통부 또는 원자력 반응기 외부로 유체를 반송하는 유체 유출 용기 관통부이다. 통합식 격리 밸브(IIV) 시스템은 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는 적어도 하나의 피동 IIV 및 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하며 그리고 액추에이터를 포함하는 적어도 하나의 능동 IIV를 포함한다. 유체 유입 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호된다. 각각의 유체 유출 용기 관통부는 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호된다. 복수의 보조 시스템은 비상 코어 냉각(ECC) 시스템, 및 반응기 냉각재 재고 및 정화 시스템(RCIPS)을 포함할 수 있으며, 그리고 잔열 제거(RHR) 시스템을 추가로 포함할 수 있다. 몇몇 실시예에서, 적어도 하나의 능동 IIV는 액추에이터 동력의 상실 시 반응기 냉각재 압력에 의해 폐쇄되도록 구성된다.
본 발명은 다양한 구성요소들 및 구성요소들의 장치의 형태, 및 다양한 공정 운용 및 공정 운용 장치의 형태를 취할 수 있다. 도면들은 바람직한 실시예를 도시하기 위한 것일 뿐 본 발명을 제한하려는 것으로 해석되어선 안 된다. 본 개시내용은 다음과 같은 도면을 포함한다.
도 1은 관련된 센서 및 제어부의 도해와 함께 본 명세서에 개시된 바와 같은 피동 및 능동 통합식 격리 밸브(IIV)의 시스템을 갖춘 원자력 반응기를 도시한다.
도 2는 삽화로 도시된 피동 IIV 및 능동 IIV의 예시와 함께 도 1의 반응기 압력 용기의 하부 섹션 및 IIV의 사시도를 도시한다.
도 3은 도 1의 원자력 반응기의 설계 작동 영역선도로부터의 다양한 편차에 응답하기 위한 IIV 시스템의 작동을 도시한다.
본 명세서에 개시된 IIV 시스템 및 작동 방법은 그런 시스템과 방법과 관련하여 본 명세서에 개진된 특정한 의견에 기초한다.
첫 번째 의견은 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 제공하는 임의의 용기 관통부가 반응기 압력 용기 내로의 유동을 허용하지만 반응기 압력 용기 외부로의 유동을 차단하는(즉, 임계 압력 위에서 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하는 반면 다른 유동은 차단하는) 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브의 형태인 피동 통합식 격리 밸브(IIV)에 의해 충분히 보호될 수 있다는 것이다. 그런 체크 밸브는 어떤 액추에이터도 포함하지 않으며 완전히 피동적으로 작동되고, 그리고 반응기 조작자의 개입 없이도 파이프 파손부에서의 냉각재 상실을 보호하는데 충분하다.
두 번째 의견은 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 제공하는 임의의 용기 관통부가 능동 밸브 - 즉 전기(예컨대, 전동식), 유압 또는 공압 액추에이터(선택적으로 수동 백업, 예컨대 수동 핸드 휠 백업을 구비함)에 의해 구동되어 작동되는 밸브에 의해 보호되어야 한다는 것이다. 능동 밸브는 액추에이터 신호 (cau)를 수신함으로써(또는 사용 가능한 경우 수동 백업을 작동시킴으로써) 폐쇄된다. 선택적으로, 반응기 제어 시스템은 특정 반응기 상태(들) 하에서, 예컨대 임계 반응기 압력 및/또는 임계 반응기 냉각재 수위에 기초하여, 능동 IIV를 자동으로 개방 또는 폐쇄하도록 구성된다.
세 번째 의견은 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 제공하고 그리고 수동 백업을 갖춘 능동 IIV를 갖는 용기 관통부의 경우에는, 수동 백업을 사용하여 밸브를 개방하려고 하는 어떤 시도도 무효로 하도록 액추에이터 구동식 폐쇄부를 구성하여 액추에이터가 IIV를 위한 로크아웃 기구로서 기능하도록 하는 것이 유리한 변형예라는 것이다.
도 1을 참조하면, 상술된 바에 기초하여 구성된 IIV 시스템을 포함하는 예시적인 실시예가 도시되어 있다. 원자력 반응기(8)는 냉각액에 침지된 핵분열성 물질을 포함하는 반응기 코어(12)를 수용하는 반응기 압력 용기(10)를 포함한다. 통상적인 경수 열 원자력 반응기에서, 반응기 코어(12)는 핵분열성 235U 동위원소가 농축된 UO2와 같은 우라늄 화합물을 포함하며, 그리고 냉각액은 정제된 경수(H2O)이다. 도시된 원자력 반응기(8)는 냉각수가 과냉각된 액체 상태로 유지되는 가압수형 원자력 반응기(PWR) 유형이다. 도시된 PWR(8)은 배플 판(16) 또는 다른 적절한 구조체에 의해 압력 용기(10)의 상부에 형성된 통합식 가압기 체적(14)을 포함한다. 원자력 반응기의 작동 중에, 증기 기포가 가압기 체적(14) 내에 유지되며, 그리고 반응기 압력은 (예컨대 저항 히터, 및 냉각용 스파저를 사용하여) 증기 기포를 가열 또는 냉각시킴으로써 조절된다. (도시 안 된) 대안적인 실시예에서, 적절한 배관에 의해 반응기 압력 용기와 연결되는 외부 가압기가 이용된다.
반응기 용기 내부의 냉각재는 반응기 코어(12)의 방열을 위해 그리고 반응기 코어(12)에 의해 발생된 열을 추출하기 위해 순환된다. 이를 위해, 예시된 PWR(8)은 냉각재의 순환을 보조하거나 추진하기 위해 압력 용기(10)의 상부 근방에 장착된 반응기 냉각재 펌프(reactor coolant pump)(RCP)(18)를 포함한다. (도시되지 않은) 대안적인 실시예에서, RCP는 다른 곳에 위치될 수 있거나 또는 압력 용기 내부에 위치된 내부 캔형 펌프일 수 있고, 또는 RCP는 완전히 제외될 수 있으며 그리고 냉각재는 반응기 코어로부터의 열에 의해 구동된 자연 순환에 의해 순환된다. 도시된 PWR은 압력 용기(10) 내부에 위치된 하나 이상의 내부 증기 발생기(20)를 또한 포함한다. 일 실시예에서, 증기 발생기(들)(20)는, 냉각재가 튜브들 중의 하나의 튜브 및 주변 쉘 내에서 유동하고 그리고 (반응기 냉각재와는 상이한) 2차 냉각재는 튜브들 중의 다른 튜브 및 주변 쉘 내에서 유동하는 튜브-쉘형 구조체를 적절히 포함한다(상세 사항은 도시되지 않음). 2차 냉각재는 (1차) 반응기 냉각재와는 별개의 것이며, 그리고 2차 냉각재 급수는 증기 발생기 커플링(22)을 통해 증기 발생기(들)(20) 내로 공급되고 그리고 증기는 증기 발생기 커플링을 통해 증기 발생기로부터 추출된다. 이들 커플링(22)은 용기 관통부이지만, 이들은 반응기 냉각재 압력과 "조우"하지 않으며 그리고 급수 입구로의 또는 증기 출구로부터의 배관의 파손이 방사능 격납 구조체 내로의 방사능 누출을 초래하지 않는다는 것을 알 수 있다. 따라서, 커플링(22)을 위해 IIV 보호부를 제공하는 것을 고려할 수 있지만, 예시적인 도 1의 실시예에는 해당되지 않는다.
예시적인 PWR(8)은 반응기 코어(12) 내의 핵연쇄 반응을 제어하기 위해 중성자 흡수 제어봉을 반응기 코어(12) 내부로 또는 외부로 수직으로 이동시키는 내부 제어봉 구동 기구(control rod drive mechanism)(CRDM)(24)를 포함한다. CRDM(24)은 바람직하게는 제어봉이 핵연쇄 반응을 완전히 소멸시키기 위해 중력 하에서 해제되어 원자력 반응기 내로 낙하되는 스크램 작업을 수행함으로써 특정 경우에 응답하도록 구성된다.
예시적인 PWR(8)은 증기 발생기(들)(20)가 압력 용기(10) 내부에 배치되는 통합식 PWR이다. (도시되지 않은) 대안적인 실시예에서, 증기 발생기는 압력 용기의 외부에 위치된 외부 유닛이며, 그리고 대직경 배관이 외부 증기 발생기를 원자력 반응기와 연결한다. 그런 대안적인 실시예에서, 그런 배관은 반응기 냉각재를 외부 증기 발생기로 반송하기 때문에 그런 배관을 위해 IIV 보호부를 포함하는 것도 고려된다.
도시된 통합식 PWR(8)은 유리하게는 반응기 냉각재와 조우하는 어떤 대직경 용기 관통부도 갖지 않는다[상술된 바와 같이, 증기 발생기 커플링(22)은 방사능 오염물을 함유하지 않으며 그리고 통상적으로 압력 용기(10) 내부의 반응기 냉각재에 비해 더 낮은 압력으로 존재하는 2차 냉각재와만 조우한다]. 도시된 통합식 PWR(8)에서, 용기 관통부는 ECC IIV(30)에 의해 보호된 2개의 비상 코어 냉각(ECC) 용기 관통부; 보급 라인 IIV(32)에 의해 보호된 보급 라인 용기 관통부; 배출 라인 IIV(34)에 의해 보호된 배출 라인 용기 관통부; RHR 아웃 IIV(36)에 의해 보호된 잔열 제거(RHR) 유출 라인; 및 RHR 복귀 IIV(38)에 의해 보호된 RHR 복귀 라인을 포함한다.
ECC 시스템은 반응기 코어(12)가 냉각수에 침지된 상태로 유지되는 것을 보장하기 위해 냉각재 상실 사고(LOCA)와 같은 특정 경우에 반응기 압력 용기(10) 내로 냉각수를 전달하도록 설계된다. 도시된 예시적인 ECC 시스템(40)은 2개의 수원: 질소 가압수를 내포하는 중간 압력 주입 탱크(intermediate-pressure injection tank)(IPIT)(42); 및 연료 교체용수 저장조(refueling water storage tank)(RWST)(44)를 포함한다. LOCA 응답 시, 반응기는 LOCA 파손부를 통해 그리고/또는 지정된 감압 밸브를 통해 감압된다. IPIT(42)가 질소 가압될 때, 원자력 반응기(8) 내부의 압력이 소실됨에 따라 물이 주입된다. IPIT(42) 내의 물은 선택적으로 원자력 반응기 코어(12) 내의 핵연쇄 반응을 소멸시키는데 도움을 주도록 붕산염으로 처리된다(즉, 가용성 붕소 화합물을 함유한다)[이는 CRDM(24)에 의한 제어봉의 스크램이 핵연쇄 반응을 소멸시키기 위한 주 메커니즘이기 때문에 종심 방어(defense-in-depth) 수단이다]. 압력 용기(10)가 특정 압력 임계치 미만으로 감압된 후에, ECC 밸브는 RWST(44)를 ECC IIV(30)를 통해 ECC 용기 관통부에 연결하도록 작동된다. RWST는 통상적으로 원자력 반응기(8)에 비해 상승된 위치에 존재하기 때문에, 물은 RWST(44)로부터 압력 용기(10) 내로 중력 공급된다. RWST(44)의 용량은 반응기 코어(12)가 냉각수에 침지된 상태로 유지되는 것을 보장하기 위해 설계 기준 시간 간격 동안 압력 용기(10) 내로의 물 유입을 유지시키는데 충분하도록 설계된다. 도 1의 예시적인 예에서, ECC 시스템(40)은 2 개의 과잉 시스템을 포함하고, 이들 각각은 자체 지정 ECC IIV(30)를 통해 압력 용기(10)와 각각 연결되고 - 이에 따라, 도 1에 도시된 2개의 ECC IIV(30)가 존재한다. 그런 과잉성은 ECC 시스템(40)의 안전 필수 특성으로 인해 유리하다.
도 1을 계속 참조하면서 상부 섹션과 내부 구성요소가 제거된 상태인 압력 용기(10)의 하부 섹션을 도시하는 도 2를 추가로 참조하면, ECC IIV(30)는 원자력 반응기(8) 내로 유동을 독점적으로 제공하며, 그리고 적절하게는 압력 용기(10)에 직접 연결되며(예컨대, 볼트) 그리고 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만 반응기 압력 용기 외부로의 유동은 차단하는 단조 플랜지(40)(도 2의 삽화 참조)에 내장된 체크 밸브의 형태인 피동 IIV이다. 달리 말하면, 피동 체크 밸브 IIV는 (몇몇 실시예에선 0만큼 낮을 수 있는) 임계 압력 위쪽에서 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만, 다른 유동은 차단한다. 체크 밸브는 볼 체크 밸브 구성(볼 또는 다른 가동 부품이 밸브 시트에 대해 스프링 편향되며 그리고 개방을 위해 임계 압력을 초과하는 압력에 의해 스프링력에 대항하여 밸브 시트로부터 멀어지게 이동됨), 스윙 체크 밸브 등과 같은 임의의 적절한 체크 밸브 구성(반응기 내로의 유동은 도어를 개방하여 유입을 허용하지만 반응기 외부로의 유동은 도어를 밸브 시트에 대해 폐쇄하여 유출을 차단하도록 도어 또는 다른 가동 부품이 밸브 시트에 대해 힌지식으로 안착됨)을 가질 수 있다. 몇몇 실시예에서, 피동 체크 밸브 IIV는 하나의 체크 밸브가 오작동하여 역류를 차단하는데 실패하는(즉, 반응기 외부로의 유동을 차단하는데 실패하는) 경우에 과잉성을 제공하기 위해 단조 플랜지(40)에 연속적으로 내장된 2개의(또는 더 많은) 체크 밸브를 포함한다.
피동 체크 밸브 IIV(30)는 피동식이기 때문에, 예컨대 ECC 작동의 일부로서 액추에이터에 의해 제어될 수가 없다. 피동 체크 밸브 IIV(30)는 ECC 용기 관통부 내로의 공급 라인에서의 파이프 파손의 경우 보호된 ECC 용기 관통부를 통한 냉각재 상실을 보호하기 위해 안전 장치로서 기능한다.
도 1 및 도 2를 계속 참조하면, 반응기 냉각재 재고/정화 시스템(RCIPS)(50)이, 보급 라인 IIV(32)에 의해 보호된 보급 라인 용기 관통부 및 배출 라인 IIV(34)에 의해 보호된 배출 라인 용기 관통부를 통해 원자력 반응기(8)와 연결된다. RCIPS(50)는 반응기 냉각재 품질 및 순도를 유지시키기 위한 다양한 기능을 수행한다. 냉각수는 보급 라인을 통해 압력 용기(10)에 추가되며 그리고 배출 라인을 통해 압력 용기(10)로부터 제거된다. 보급 라인 IIV(32)은 원자력 반응기(8) 내로 유동을 독점적으로 제공하며, 그리고 적절하게는 압력 용기(10)에 직접 연결되며(예컨대, 볼트) 그리고 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만 반응기 압력 용기 외부로의 유동은 차단하는 단조 플랜지(40)에 내장된 체크 밸브의 형태인 피동 IIV이다(도 2의 삽화 참조).
다른 한편으로, 배출 라인 IIV(34)는 원자력 반응기(8) 외부로 유동을 독점적으로 제공하며 그리고 적절하게는 능동 IIV이다. 도 2의 두 번째 삽화에 도시된 예시적인 예에서, 적절한 능동 IIV는 전기식으로(예컨대, 솔레노이드 액추에이터), 유압식으로 또는 공압식으로(예컨대, 유압식 또는 공압식 피스톤 액추에이터) 작동될 수 있는 2개의 과잉 액추에이터(54)를 추가로 포함하는 단조 플랜지(52)에 내장된 밸브를 포함한다. 능동 밸브에서, 가동 요소가 액추에이터에 의해 밸브 시트를 향해 또는 밸브 시트로부터 멀어지게 이동된다. 능동 밸브는 바람직하게는 "고장시 폐쇄" 밸브인데, 이는 전력(또는 수력 또는 공력)의 상실 시 밸브가 스프링 편향 또는 다른 피동 추진력 하에 폐쇄된 위치로 이동한다는 것을 의미한다. 다른 고려되는 설계에서, 능동 밸브의 액추에이터는 액추에이터 동력의 상실 시 반응기 냉각재 압력이 가동 부품을 밸브 시트에 대해 외향으로 추진시켜 정상 폐쇄 상태를 달성하도록 가동 밸브 부품을 내향으로 이동시킴으로써[즉, 반응기(8)를 향해, 또는 가동 밸브 부품이 용기 관통부 내부에 부분적으로 배치된 경우에는 가동 부품을 용기 관통부 내로 더 이동시킴] 밸브를 개방한다. 예시적인 예에서, 능동 IIV(34)는 2개의 과잉 핸드 휠(56)의 형태인 수동 백업을 또한 포함한다.
배출 라인 IIV(34)은 안전 기능을 수행하는데 - 예컨대, 배출 라인에서의 파손이 야기되는 경우, 배출 라인 IIV(34)는 조작자에 의해, 또는 액추에이터(54)에 작동 신호를 송신하여 IIV(34)를 폐쇄하기 위해 반응기 제어 시스템(60)을 작동시킴으로써 또는 수동 백업 기구(56)를 작동시킴으로써 폐쇄될 수 있다. IIV(34)를 폐쇄함으로써, 배출 라인에서의 파손을 통한 반응기 냉각재 상실이 종료된다.
반응기 제어 시스템(60)은 하나 이상의 컴퓨터 모니터 또는 디스플레이, 키보드, 마우스 또는 다른 포인팅 장치, 이들의 다양한 조합체 등과 같은 적절한 사용자 인터페이스 장치를 갖춘 컴퓨터 또는 다른 전자 시스템으로서 적절하게 실시된다. 밸브 액추에이터(54)는 IIV 시스템에 채용된 밸브 액추에이터의 유형 또는 유형들에 따라 전선, 유압 라인, 공압 라인 등에 의해 반응기 제어 시스템(60)과 작동적으로 연결된다. 반응기 제어 시스템(60)은 선택적으로 LED 지시기 및 버튼을 갖춘 상태 표시판 또는 액추에이터(54)의 백업 비전산화 제어를 제공하는 다른 전기기계식 사용자 입력부와 같은 비전산화 백업 시스템을 포함한다. 상술된 바와 같이, IIV 시스템의 능동 밸브는 선택적으로 도시된 핸드 휠(56)과 같은 수동 백업 기구를 포함한다.
대안적인 실시예에서, 능동 배출 라인 IIV(34)는 상술된 안전 기능을 위해서만 사용되며, 원자력 반응기(8)의 정상 작동 중에는 기능적 요소로서 사용되지 않는다. 이런 대안적인 방법에서, 능동 배출 라인 IIV(34)는 정상적인 반응기 작동 중에는 개방된 상태로 유지되며, 그리고 RCIPS(50)의 (도시되지 않은) 다른 밸브는 압력 용기(10)에 대한 보급수의 추가를 제어하도록 적절하게 개방 및 폐쇄된다. 이런 방법에서, 배출 라인 IIV(34)는 오직 배출 라인에서의 파손과 같은 안전 관련 상황에 응답하여 폐쇄되며, 그리고 배출 라인 IIV(34)는 2개-상태 장치일 수 있지만, 즉 완전히 개방되거나 또는 완전히 폐쇄될 수 있지만, 도중에 "부분적으로 개방된" 상태로 연속하여 조정될 수는 없다.
RHR 아웃 IIV(36) 및 RHR 복귀 IIV(38)에 의해 보호된 잔열 제거(RHR) 라인은 공기 냉각되거나, 수냉각되거나 또는 달리 냉각될 수 있는 RHR 열교환기(70)와 연결된다. 적절한 실시예에서, RHR 열교환기(70)는 능동 폐쇄 루프로 작동된다: 원자력 반응기 코어(12)로부터의 붕괴열은 RHR 출력 라인에 의해 물이 냉각되는(이에 따라 반송된 열을 방출하는) RHR 열교환기(70)로 반송되는 냉각수를 가열하며, 그리고 응축액은 RHR 복귀 라인을 통해 반응기 압력 용기(10)로 다시 채널링된다. 그런 설계에서, RHR 입구(72)는 RHR 아웃 IIV(36)에 의해 보호되는 RHR 아웃 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기(8)에 연결되며, 그리고 RHR 출구(74)는 RHR 복귀 IIV(38)에 의해 보호되는 RHR 복귀 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기(8)에 연결된다.
RHR 복귀 IIV(38)는 RHR 열교환기(70)로부터의 응축액을 반응기 압력 용기(10)로 다시 채널링하는 복귀 라인을 보호한다. RHR 복귀 IIV(38)는 원자력 반응기(8) 내로 유동을 독점적으로 제공하며, 그리고 적절하게는 압력 용기(10)에 직접 연결되며(예컨대, 볼트) 그리고 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만 반응기 압력 용기 외부로의 유동은 차단하는 단조 플랜지(40)에 내장된 체크 밸브의 형태인 피동 IIV이다(도 2의 삽화 참조).
다른 한편으로, RHR 아웃 IIV(36)은 원자력 반응기(8) 외부로 유동을 독점적으로 반송하며, 그리고 적절하게는 단조 플랜지(52)에 내장된 (선택적으로 수동 백업을 갖춘) 구동 밸브를 포함하는 능동 IIV이다. 예시적인 RHR 아웃 IIV(36)는 전기식으로(예컨대, 솔레노이드 액추에이터), 유압식으로 또는 공압식으로(예컨대, 유압식 또는 공압식 피스톤 액추에이터) 작동될 수 있는 2개의 과잉 액추에이터(54)를 포함하며, 그리고 2개의 과잉 핸드 휠(56)의 형태인 수동 백업을 또한 포함한다. 몇몇 실시예에서, RHR 아웃 IIV(36)는 개방에 의해 잔열 제거 시스템을 개시시켜 능동 폐루프 순환을 개시시키는데 사용될 수 있다. 대안적인 실시예에서, RHR 아웃 IIV(36)는 안전 기능만을 수행한다.
도 1 및 도 2의 실시예에서, 각각의 독립적인(즉, 과잉) ECC 시스템(40)은, IPIT(42)로부터의 고압 유동을 초기에 반송하며 그리고 감압 이후 RWST(44)로부터의 저압 유동을 반송하는 ECC IIV(30)에 의해 보호된 용기 관통부를 통해 반응기 압력 용기(10)와 연결된다. 이런 방법은 유리하게는 용기 관통부의 개수를 저감시킨다. 그러나, 각각의 ECC 용기 관통부는 원자력 반응기(8) 내로 유동을 독점적으로 반송하기 때문에, 그 자체의 피동 체크 밸브 IIV에 의해 각각 보호된 IPIT(42) 및 RWST(44)를 위해 별개의 용기 관통부를 제공하는 것도 고려된다.
IIV(30, 32, 34, 36, 38)는 대부분 피동 체크 밸브 유형이며 - 배출 라인 IIV(34)와 RHR 아웃 IIV(36)만이 능동식 및/또는 수동식 밸브라는 것을 알아야 한다. 유리하게는, 이는 LOCA 또는 다른 경우에 IIV 시스템을 이용할 때 반응기 조작자 오류 가능성을 저감시킨다. 상술된 바와 같이, 피동 체크 밸브 IIV는 임계 압력값의 초과 시 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만, 다른 유동은 차단한다. 체크 밸브를 개방시키기 위한 임계 압력은 몇몇 실시예에서 0만큼 낮을 수 있다. 보다 일반적으로는, 체크 밸브를 개방시키기 위한 임계 압력은 유체가 보호된 라인을 통해 유동될 정상 작동 중에 체크 밸브로의 입구에서의 최저 예상 압력보다 낮아야만 한다 - 이는 체크 밸브가 보호된 시스템의 정상 작동을 방해하지 않는다는 것을 보장한다.
도 1 및 도 2를 계속 참조하면서 도 3을 추가로 참조하면, IIV 시스템은 또한 소정의 잠재적으로 불안전한 반응기 상태에 자동으로 응답하도록 선택적으로 구성된다. 도 1에 도시된 바와 같이, 원자력 반응기(8)는 통상적으로 가압기 체적(14) 내에 양자 모두 위치되는 예시적인 압력 센서(80) 및 예시적인 반응기 냉각재 수위 센서(82)와 같은 센서를 포함한다. 도 3은 가로 좌표 상에 압력 세로 좌표 상에 수위가 표시된 냉각재 수위-압력 도표를 도시한다. 도 3에서, Pset 및 Lset은 각각 원자력 반응기(8)의 정상 작동에 대한 설정치 압력 및 냉각재 수위를 나타낸다. 또한, 임의의 임계치: PRHR, PECC, Llow 및 LECC가 도 3에 도시된다[그리고 또한 도 1의 반응기 제어 시스템(60) 내에 도해로 표시됨). 이들 임계치는 다음과 같이 능동 IIV(34, 36)의 자동 반응을 제어한다.
압력 임계치(PRHR)는 RHR 아웃 라인의 자동 작동을 제어한다. 압력 센서(80)에 의해 측정된 바와 같은 반응기 압력이 임계치(PRHR)를 초과하면, RHR 아웃 라인 IIV(36)는 폐쇄된 상태로 유지된다.
수위 임계치(Llow)는 반응기 냉각재의 추가적인 상실을 제한하기 위해 배출 라인 IIV(34)의 자동 폐쇄를 제어한다. 수위 센서(82)에 의해 측정된 반응기 냉각수 수위가 임계치(Llow) 미만으로 감소되면, 배출 라인 IIV(34)는 어떤 냉각재도 배출 라인을 통해 상실되지 않도록 자동으로 폐쇄된다(또는 이미 폐쇄된 경우라면 폐쇄된 상태로 유지된다). 보급 라인은 영향을 받지 않으며 그리고 반응기 냉각재 수위가 임계치(Llow) 미만으로 떨어진 이후에도 시간이 지나감에 따라 저수위 상태를 개선하기 위해 보급 냉각재를 계속 제공할 수 있는데, 이는 EEC 시스템(40)을 가동시키지 않고도 개선이 가능할 수 있다는 것을 알아야 한다.
ECC 시스템(40)을 가동을 각각 유발하는 압력 및 수위 임계치(PECC, LECC)가 도 1 및 도 3에 또한 도시되어 있다. 압력 센서(80)에 의해 측정된 압력이 임계치(PECC)를 초과하거나 또는 수위 센서(82)에 의해 측정된 냉각재 수위가 임계치(LECC) 미만으로 떨어지면, ECC 시스템(40)이 가동된다. ECC IIV(30)는 피동 체크 밸브 IIV이기 때문에, ECC를 개시시키기 위해 IIV 시스템의 어떤 밸브 액추에이터를 작동시킬 필요는 없다. 그러나, 배출 라인을 통한 냉각재 상실을 방지하기 위해 ECC 작동의 개시 시에 배출 라인 IIV(34)를 자동으로 폐쇄하는 것도 고려된다.
예시적인 IIV(30, 32, 34, 36, 38)는 ECC 시스템(40), RCIPS(50) 및 RHR 시스템(70)을 포함하는 예시적인 보조 시스템에 적합하다. 다른 원자력 장치 설계는 변형된 또는 상이한 용기 관통부와 함께 추가적인 또는 다른 보조 시스템을 채용할 수 있다. IIV 시스템 및 이의 작동 방법의 구상을 위해 본 명세서에 개시된 의견 및 원리는 그런 변형된 또는 상이한 원자력 장치 설계에 용이하게 적용된다. 이들 의견 및 원리 하에서, 능동 IIV의 개수는 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 제공하는 모든 용기 관통부에 피동 체크 밸브 IIV를 채용함으로써 최소화된다. 또한, 시스템 복잡성은 반응기 내외로 유동을 반송하는 양방향 용기 관통부의 사용을 배제함으로써 유리하게 감소된다. 이는 추가적인 용기 관통부의 추가를 수반할 수 있지만, 추가된 용기 관통부는 피동 체크 밸브 IIV에 의해 적절히 보호된다.
각각의 피동 IIV는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는다. 각각의 능동 IIV는 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하며 그리고 액추에이터를 포함한다. "내장된(built into)"이란 용어는 밸브가 단조 플랜지에 고정되어 플랜지 내에 배치되거나 또는 반응기 압력 용기(10)의 벽 내로 부분적으로 연장되도록 용기 관통부 내로 부분적으로 돌출될 수 있다는 것을 의미한다. 이런 식으로 단조 플랜지에 내장됨으로써, 밸브는 볼트/나사 구멍 조합체, 볼트/너트 조합체, 또는 다른 플랜지 파스너에 의해 용기 관통부에 견고하게 연결되는 단조 플랜지에 의해 외부 접촉으로부터 차폐된다.
바람직한 실시예를 포함하는 예시적인 실시예가 개시되어 있다. 특정한 실시예가 본 발명 및 방법의 적용 및 원리를 예시하기 위해 상세히 도시 및 개시되어있지만, 본 발명은 그것에 제한되는 것이 아니며 그런 원리를 벗어나지 않고 달리 실시될 수 있음을 알아야 한다. 본 발명의 몇몇 실시예에서, 본 발명의 특정 구성요소는 때에 따라 다른 구성요소를 상응하게 이용하지 않고도 유리하게 이용될 수 있다. 따라서, 모든 그런 변형예와 실시예는 적절하게는 이하의 청구범위의 범주 내에 있다. 명백하게는, 상술된 상세한 설명을 판독하여 이해하게 되면 변경예와 대안예를 달리 실시할 수 있다. 본 개시내용은 그런 변경예와 대안예가 첨부된 청구범위 또는 첨부된 청구범위의 등가물의 범주 내에 있는 한 모든 그런 변경예와 대안예를 포함하는 것으로 간주되어야 한다.

Claims (19)

  1. 원자력 장치이며,
    반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 구비하는 원자력 반응기;
    ECC 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기에 연결되는 비상 코어 냉각(ECC) 시스템;
    냉각재를 보급 라인 용기 피드쓰루를 통해 반응기 압력 용기에 주입하기 위해 그리고 배출 라인 용기 피드쓰루를 통해 반응기 압력 용기로부터 냉각재를 추출하기 위해 원자력 반응기에 연결되는 반응기 냉각재 재고 및 정화 시스템(RCIPS);
    통합식 격리 밸브(IIV) 시스템으로서,
    상기 ECC 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV,
    상기 보급 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV, 및
    상기 배출 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하는 능동 IIV를 포함하는, 통합식 격리 밸브 시스템; 및
    RHR 아웃 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기에 연결된 RHR 입구 및 RHR 복귀 용기 피드쓰루를 통해 원자력 반응기에 연결된 RHR 출구를 갖는 잔열 제거(RHR) 시스템을 포함하고,
    상기 IIV 시스템은
    RHR 복귀 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하는 피동 IIV, 및
    RHR 아웃 용기 피드쓰루에 직접 연결되는 단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하는 능동 IIV를 추가로 포함하고,
    상기 원자력 장치는,
    상기 반응기 압력 용기 내에 배치되며 그리고 반응기 냉각재 압력을 감지하도록 구성되는 압력 센서, 및
    임계 압력을 초과하는 압력 센서에 의해 감지된 반응기 냉각재 압력에 응답하여 RHR 아웃 용기 피드쓰루에 직접 연결된 능동 IIV를 폐쇄하도록 구성되는 반응기 제어 시스템을 더 포함하는, 원자력 장치.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서, 상기 RHR 시스템은 공랭식 또는 수냉식 RHR 열교환기를 포함하는, 원자력 장치.
  4. 삭제
  5. 제1항에 있어서, 상기 반응기 압력 용기 내에 배치되며 그리고 반응기 냉각재 수위를 감지하도록 구성되는 수위 센서,
    임계 반응기 냉각재 수위 미만으로 떨어지는 압력 센서에 의해 감지된 반응기 냉각재 수위에 응답하여 배출 라인 용기 피드쓰루에 직접 연결된 능동 IIV를 폐쇄하도록 구성되는 반응기 제어 시스템을 더 포함하는, 원자력 장치.
  6. 원자력 장치이며,
    원자력 반응기로서, 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 복수의 용기 관통부 및 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 적어도 하나의 용기 관통부를 갖는 반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 포함하는 원자력 반응기, 및
    통합식 격리 밸브(IIV) 시스템으로서,
    단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 각각 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는 복수의 피동 IIV, 및
    단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 각각 포함하며 그리고 액추에이터를 포함하는 하나 이상의 능동 IIV를 포함하는, 통합식 격리 밸브 시스템
    을 포함하고,
    상기 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되고,
    상기 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호되는, 원자력 장치.
  7. 제6항에 있어서, 상기 원자력 반응기 외부로 유동을 반송하는 용기 관통부 각각은 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 반송하는, 원자력 장치.
  8. 제6항에 있어서, 능동 IIV 각각은 액추에이터를 위한 수동 백업을 추가로 포함하는, 원자력 장치.
  9. 제6항에 있어서, 상기 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 원자력 반응기에 연결되는 비상 코어 냉각(ECC) 시스템을 더 포함하는, 원자력 장치.
  10. 제6항에 있어서, 상기 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 냉각재를 반응기 압력 용기에 주입하도록 원자력 반응기에 연결되는 반응기 냉각재 재고 및 정화 시스템(RCIPS)을 더 포함하는, 원자력 장치.
  11. 제10항에 있어서, 상기 RCIPS는 또한, 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 반응기 압력 용기로부터 냉각재를 추출하도록 원자력 반응기에 연결되는, 원자력 장치.
  12. 제11항에 있어서, 잔열 제거(RHR) 시스템을 더 포함하고, 상기 잔열 제거 시스템은
    상기 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 원자력 반응기에 연결되는 입구, 및
    상기 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 원자력 반응기에 연결되는 출구를 갖는, 원자력 장치.
  13. 제6항에 있어서, 잔열 제거(RHR) 시스템을 더 포함하고, 상기 잔열 제거 시스템은
    상기 원자력 반응기 외부로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 원자력 반응기에 연결되는 입구, 및
    상기 원자력 반응기 내로 유동을 독점적으로 반송하며 그리고 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되는 용기 관통부를 통해, 원자력 반응기에 연결되는 출구를 갖는, 원자력 장치.
  14. 제6항에 있어서, 피동 IIV 각각의 체크 밸브는 임계 압력 초과 시에 반응기 압력 용기 내로의 유동은 허용하지만 다른 유동은 차단하는, 원자력 장치.
  15. 제6항에 있어서, 능동 IIV 각각의 능동 밸브는 정상 폐쇄 밸브인, 원자력 장치.
  16. 제6항에 있어서, 적어도 하나의 능동 IIV의 능동 밸브는 액추에이터 동력의 상실 시 반응기 냉각재 압력에 의해 폐쇄되도록 구성되는, 원자력 장치.
  17. 원자력 장치이며,
    반응기 압력 용기 내에 배치된 핵분열성 물질을 포함하는 원자력 반응기 코어를 구비하는 원자력 반응기,
    용기 관통부를 통해 원자력 반응기와 유체 연통하는 복수의 보조 시스템으로서, 상기 용기 관통부 각각은 원자력 반응기 내로 유체를 반송하는 유체 유입 용기 관통부 또는 원자력 반응기 외부로 유체를 반송하는 유체 유출 용기 관통부인, 복수의 보조 시스템, 및
    통합식 격리 밸브(IIV) 시스템으로서,
    단조 플랜지에 내장된 체크 밸브를 포함하지만 액추에이터는 포함하지 않는 적어도 하나의 피동 IIV, 및
    단조 플랜지에 내장된 능동 밸브를 포함하며 그리고 액추에이터를 포함하는 적어도 하나의 능동 IIV를 포함하는, 통합식 격리 밸브 시스템
    을 포함하고,
    유체 유입 용기 관통부 각각은 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 피동 IIV에 의해 보호되고,
    각각의 유체 유출 용기 관통부는 그 단조 플랜지가 용기 관통부에 직접 연결되는 능동 IIV에 의해 보호되는, 원자력 장치.
  18. 제17항에 있어서, 상기 복수의 보조 시스템은 비상 코어 냉각(ECC) 시스템과, 반응기 냉각재 재고 및 정화 시스템(RCIPS)을 포함하는, 원자력 장치.
  19. 제18항에 있어서, 상기 복수의 보조 시스템은 잔열 제거(RHR) 시스템을 추가로 포함하는, 원자력 장치.
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