KR102482722B1 - Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants - Google Patents
Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants Download PDFInfo
- Publication number
- KR102482722B1 KR102482722B1 KR1020220143713A KR20220143713A KR102482722B1 KR 102482722 B1 KR102482722 B1 KR 102482722B1 KR 1020220143713 A KR1020220143713 A KR 1020220143713A KR 20220143713 A KR20220143713 A KR 20220143713A KR 102482722 B1 KR102482722 B1 KR 102482722B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- power
- valve
- flow rate
- battery
- generator
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 62
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 66
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims abstract description 25
- ZZUFCTLCJUWOSV-UHFFFAOYSA-N furosemide Chemical compound C1=C(Cl)C(S(=O)(=O)N)=CC(C(O)=O)=C1NCC1=CC=CO1 ZZUFCTLCJUWOSV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 16
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims 1
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 abstract description 5
- 230000006870 function Effects 0.000 description 7
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 7
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 6
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 4
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000001151 other effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01P—MEASURING LINEAR OR ANGULAR SPEED, ACCELERATION, DECELERATION, OR SHOCK; INDICATING PRESENCE, ABSENCE, OR DIRECTION, OF MOVEMENT
- G01P15/00—Measuring acceleration; Measuring deceleration; Measuring shock, i.e. sudden change of acceleration
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/04—Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
-
- H—ELECTRICITY
- H02—GENERATION; CONVERSION OR DISTRIBUTION OF ELECTRIC POWER
- H02J—CIRCUIT ARRANGEMENTS OR SYSTEMS FOR SUPPLYING OR DISTRIBUTING ELECTRIC POWER; SYSTEMS FOR STORING ELECTRIC ENERGY
- H02J9/00—Circuit arrangements for emergency or stand-by power supply, e.g. for emergency lighting
- H02J9/04—Circuit arrangements for emergency or stand-by power supply, e.g. for emergency lighting in which the distribution system is disconnected from the normal source and connected to a standby source
- H02J9/06—Circuit arrangements for emergency or stand-by power supply, e.g. for emergency lighting in which the distribution system is disconnected from the normal source and connected to a standby source with automatic change-over, e.g. UPS systems
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Power Engineering (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Control Of Turbines (AREA)
Abstract
Description
본 발명은 가압 경수로형 원자력 발전소의 비상 전력 공급 장치에 관한 것이다.The present invention relates to an emergency power supply device for a pressurized light water reactor type nuclear power plant.
원자력 발전소는 농축 우라늄으로 제조된 다수의 연료봉을 핵분열시킬 때 발생하는 열에너지로 증기를 발생시키고, 그 증기로부터 터빈 및 발전기를 이용하여 전기를 생산하는 발전소이다. 원자력 발전은 우라늄의 핵분열에 의해서 발생되는 열을 이용하여 전력을 생성하는 것으로, 원자력 발전시 생성되는 열은 냉각재에 의해 냉각되어야 한다.A nuclear power plant is a power plant that generates steam with thermal energy generated when a plurality of fuel rods made of enriched uranium is nuclear fission, and generates electricity from the steam using a turbine and a generator. Nuclear power generation generates electricity using heat generated by nuclear fission of uranium, and the heat generated during nuclear power generation must be cooled by a coolant.
일반적으로 냉각재로서 물을 이용하여 원자로를 냉각시키는 방법이 경제성과 안전성 측면에서 우수한 것으로 판명되고 있고, 냉각재로서 물을 이용한 기술은 경수형(H2O) 원자로와 중수(D2O)에 의한 중수형 원자로가 있다.In general, the method of cooling a nuclear reactor using water as a coolant has been found to be superior in terms of economy and safety, and the technology using water as a coolant is light water (H 2 O) reactor and heavy water by heavy water (D 2 O). There is a type nuclear reactor.
경수형 원자로로서 국내에서는 주로 가압 경수형 원자로(pressurized light water reactor, PWR)가 가동되고 있는데, 도 1은 가압 경수로형 원자력 발전을 도시한 그림을 나타낸다. 가압 경수로형 원자력 발전은 냉각재와 감속재로 경수를 사용하고 핵연료는 우라늄 235를 약 2~4%로 농축하여 사용한다. 가압경수로형 원자력 발전소는 원자로 내에서 핵분열로 발생되는 열을 증기발생기로 보내 열교환시키는 원자로 계통에 관련되는 시설과, 증기발생기에서 발생된 증기로 터빈을 돌린 후 복수기(復水器)를 거쳐 물로 환원시킨 다음, 다시 증기발생기로 순환되는 터빈/발전기 계통에 관련되는 시설로 구분된다.As a light water reactor, a pressurized light water reactor (PWR) is mainly in operation in Korea, and FIG. 1 shows a picture showing a pressurized light water reactor type nuclear power plant. Pressurized light-water reactor type nuclear power plants use light water as a coolant and moderator, and use uranium-235 enriched to about 2-4% as nuclear fuel. A pressurized water reactor type nuclear power plant is a facility related to a nuclear reactor system that exchanges heat by sending heat generated by nuclear fission in a nuclear reactor to a steam generator, and after turning a turbine with steam generated from the steam generator, it is reduced to water through a condenser. After that, it is divided into facilities related to the turbine/generator system that is circulated back to the steam generator.
한편, 원자력 발전에는 외부로부터 전원이 필수적이며, 외부에서 공급되는 전원을 이용하여 핵분열 일으키고 증기를 발생시키기 위한 냉각수를 공급한다. 따라서 원자력 발전소에서 전력시설은 매우 중요한 구성이고, 전력 시설에 문제가 생겨 냉각수를 공급하지 못하는 경우에 냉각수 부족으로 인한 핵 연료봉의 용융 및 방사선 물질의 방출 등의 문제가 발생할 수 있다. 즉, 지진, 해일 또는 침수 등의 이유로 발전소 내외부의 교류전원 모두에 비정상적인 문제가 생기는 완전 정전 상황(Station Blackout; SBO)에서도 냉각수 및 필수 전력계통의 전기가 안정적으로 공급되어야 한다.On the other hand, nuclear power generation requires power from the outside, and coolant for generating nuclear fission and generating steam is supplied using power supplied from the outside. Therefore, power facilities are a very important component in a nuclear power plant, and when cooling water is not supplied due to a problem with the power facilities, problems such as melting of nuclear fuel rods and release of radioactive materials may occur due to lack of cooling water. That is, even in a complete power outage situation (Station Blackout; SBO) in which abnormal problems occur in both internal and external AC power sources due to earthquakes, tidal waves, or flooding, cooling water and electricity in essential power systems must be stably supplied.
본 발명이 해결하고자 하는 과제는 발전소 내외부의 교류전원 모두에 비정상적인 문제가 생기는 완전 정전 상황에서도 비상 전력을 공급할 수 있는, 가압 경수로형 원자력 발전소의 비상 전력 공급 장치를 제공하는 데 있다.The problem to be solved by the present invention is to provide an emergency power supply device for a pressurized light water reactor type nuclear power plant that can supply emergency power even in a complete blackout situation in which abnormal problems occur in both internal and external AC power plants.
본 발명의 해결하고자 하는 과제는 이상에서 언급한 과제로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 과제들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.The problem to be solved by the present invention is not limited to the problems mentioned above, and other problems not mentioned will be clearly understood by those skilled in the art from the description below.
상기 기술적 과제를 해결하기 위한 본 발명에 따른, 가압 경수로형 원자력 발전소의 비상 전력 공급 장치는, 복수기에서 증기가 응축된 물을 증기발생기로 급수하는 급수관에서 분기되어 다시 합류하는 제1 바이패스관; 상기 제1 바이패스관에 설치되어 상기 급수관으로부터 상기 제1 바이패스관을 경유하여 흐르는 물에 의해 회전하는 제1 수력터빈; 상기 제1 수력터빈의 회전으로부터 교류 전력을 생성하는 제1 발전기; 상기 제1 발전기에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환하는 제1 전력변환기; 증기발생기로부터 회수되는 냉각재를 다시 원자로압력용기로 공급하는 냉각재회수관에서 분기되어 다시 합류하는 제2 바이패스관; 상기 제2 바이패스관에 설치되어 상기 냉각재회수관으로부터 상기 제2 바이패스관을 경유하여 흐르는 냉각재에 의해 회전하는 제2 수력터빈; 상기 제2 수력터빈의 회전으로부터 교류 전력을 생성하는 제2 발전기; 상기 제2 발전기에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환하는 제2 전력변환기; 상기 제1 전력변환기 및 상기 제2 전력변환기에서 출력되는 직류 전력을 저장하는 배터리; 및 정전 상황 발생시에, 상기 배터리에 저장된 전력을 상기 원자력 발전소에 비상 전력으로 공급하는 전력 제어부를 포함하는 것을 특징으로 한다.According to the present invention for solving the above technical problem, an emergency power supply device for a pressurized light water reactor type nuclear power plant includes a first bypass pipe branching from a water supply pipe supplying water in which steam is condensed in a condenser to a steam generator and joining again; a first hydro turbine installed in the first bypass pipe and rotating by water flowing from the water supply pipe via the first bypass pipe; a first generator generating AC power from rotation of the first hydro turbine; a first power converter for converting AC power generated by the first generator into DC power; a second bypass pipe diverging from the coolant recovery pipe supplying the coolant recovered from the steam generator back to the reactor pressure vessel and joining again; a second hydraulic turbine installed in the second bypass pipe and rotated by the coolant flowing from the coolant recovery pipe via the second bypass pipe; a second generator generating AC power from rotation of the second hydro turbine; a second power converter for converting AC power generated by the second generator into DC power; a battery storing DC power output from the first power converter and the second power converter; and a power control unit supplying the power stored in the battery to the nuclear power plant as emergency power when a power outage occurs.
상기 비상 전력 공급 장치는, 상기 제1 바이패스관에 설치되고 제1 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어되는 제1 밸브; 상기 제2 바이패스관에 설치되고 제2 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어되는 제2 밸브; 및 상기 제1 밸브에 상기 제1 개폐신호를 인가하여 상기 제1 밸브를 개방 제어 또는 폐쇄 제어하고, 상기 제2 밸브에 상기 제2 개폐신호를 인가하여 상기 제2 밸브를 개방 제어 또는 폐쇄 제어하는 밸브 제어부를 더 포함할 수 있다.The emergency power supply device may include a first valve installed in the first bypass pipe and controlled to open and close according to a first open and close control signal; a second valve installed in the second bypass pipe and controlled to open and close according to a second open and close control signal; and controlling the opening or closing of the first valve by applying the first opening/closing signal to the first valve, and controlling the opening or closing of the second valve by applying the second opening/closing signal to the second valve. It may further include a valve control unit.
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태인 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 폐쇄 제어할 수 있다.The valve control unit may close and control both the first valve and the second valve when the battery is in a full state.
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아닌 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브 중 적어도 하나를 개방 제어할 수 있다.The valve control unit may open and control at least one of the first valve and the second valve when the battery is not in a full state.
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 소정 임계값 미만인 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 개방 제어할 수 있다.The valve control unit may open and control both the first valve and the second valve when the battery is not in a full state and the power stored in the battery is less than a predetermined threshold value.
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 상기 소정 임계값 이상인 경우, 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브 중 어느 하나를 개방 제어하고 다른 하나를 폐쇄 제어할 수 있다.The valve control unit may open and control one of the first valve and the second valve and close the other when the battery is not in a full state and the power stored in the battery is greater than or equal to the predetermined threshold value.
상기 비상 전력 공급 장치는, 상기 급수관에 설치되어 상기 급수관을 통해 흐르는 물의 유속을 측정하는 제1 유속 측정 센서; 및 상기 냉각재회수관에 설치되어 상기 냉각재회수관(15)을 통해 흐르는 냉각재의 유속을 측정하는 제2 유속 측정 센서를 더 포함하고, 상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 상기 소정 임계값 이상인 경우, 상기 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속이 상기 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속 이상이면 상기 제1 밸브를 개방 제어하고 상기 제2 밸브를 폐쇄 제어하고, 상기 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속이 상기 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속 미만이면 상기 제1 밸브를 폐쇄 제어하고 상기 제2 밸브를 개방 제어할 수 있다.The emergency power supply device may include: a first flow rate measuring sensor installed in the water supply pipe to measure the flow rate of water flowing through the water supply pipe; and a second flow rate measuring sensor installed in the coolant recovery pipe to measure the flow rate of the coolant flowing through the
상기 밸브 제어부는, 정전 상황 발생시에 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 폐쇄 제어할 수 있다.The valve controller may close and control both the first valve and the second valve when a power outage occurs.
상기된 본 발명에 의하면, 발전소 내외부의 교류전원 모두에 비정상적인 문제가 생기는 완전 정전 상황에서도 비상 전력을 공급할 수 있는, 가압 경수로형 원자력 발전소의 비상 전력 공급 장치를 제공한다.According to the present invention described above, there is provided an emergency power supply device for a pressurized water reactor type nuclear power plant capable of supplying emergency power even in a complete blackout situation in which abnormal problems occur in both internal and external AC power plants.
본 발명의 효과는 이상에서 언급한 효과로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 효과들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.Effects of the present invention are not limited to the effects mentioned above, and other effects not mentioned will be clearly understood by those skilled in the art from the description below.
도 1은 가압 경수로형 원자력 발전을 도시한 그림을 나타낸다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 비상 전력 공급 장치가 구비된 가압 경수로형 원자력 발전소를 나타낸다.
도 3은 본 발명의 실시예에 따른 비상 전력 공급 장치의 동작을 나타낸 흐름도이다.1 shows a picture showing a pressurized light water reactor type nuclear power plant.
2 shows a pressurized light water reactor type nuclear power plant equipped with an emergency power supply device according to an embodiment of the present invention.
3 is a flowchart illustrating the operation of an emergency power supply device according to an embodiment of the present invention.
이하에서는 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예들을 상세히 설명한다. 이하 설명 및 첨부된 도면들에서 실질적으로 동일한 구성요소들은 각각 동일한 부호들로 나타냄으로써 중복 설명을 생략하기로 한다. 또한 본 발명을 설명함에 있어 관련된 공지기능 혹은 구성에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그에 대한 상세한 설명은 생략하기로 한다.Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the drawings. Substantially the same elements in the following description and accompanying drawings are indicated by the same reference numerals, respectively, and redundant description will be omitted. In addition, in describing the present invention, if it is determined that a detailed description of a related known function or configuration may unnecessarily obscure the subject matter of the present invention, a detailed description thereof will be omitted.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 비상 전력 공급 장치가 구비된 가압 경수로형 원자력 발전소를 나타낸다.2 shows a pressurized light water reactor type nuclear power plant equipped with an emergency power supply device according to an embodiment of the present invention.
원자로는 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심(11)과 원자로 출력을 제어하기 위해 노심(11) 내에 위치하는 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉(12)을 포함하는 원자로압력용기(10)를 포함한다.The nuclear reactor includes a
노심(11)내의 제어봉(12)은 연쇄반응의 속도를 조절한다. 제어봉(12)은 중성자를 흡수해도 변하지 않는 물질로 이루어지며 붕소, 카드뮴 등이 사용될 수 있다. Control rods 12 in the
원자로압력용기(10)는 노심(11)에서의 핵분열 반응의 속도를 늦출 수 있는 감속재 및 열에너지를 증기발생기(20)로 전달할 수 있는 냉각재로 채워진다. 냉각재는 노심(11)에서의 핵반응으로부터 발생하는 열을 전달받아 원자로의 노심(11)이 녹지 않도록 한다. The
가열된 냉각재는 원자로압력용기(10)와 연결된 증기발생기(20)로 냉각재배출관(14)를 통하여 이동하고 발전부(30)로부터 증기발생기(20)로 회수되는 물을 가열하여 증기로 만든다. 한편 냉각재에 포함되어 있는 토륨(Th)은 노심(11)에서 발생하는 중성자를 흡수하여 연쇄반응을 일으키게 되고 최종적으로 핵연료로 사용할 수 있는 우라늄(U)-233으로 전환될 수 있다.The heated coolant moves to the
노심(11)에서 열공급을 받아 온도가 상승한 냉각재는 냉각재배출관(14)을 통하여 증기발생기(20)를 통과한다. 증기발생기(20)를 통과하면서 전열관(21)에서 증기발생기(20)로 들어오는 물과 열교환이 이루어지게 된다. 냉각재로부터 열공급을 받아 물은 증기화되고 원자로 외부에 연결된 발전부로 공급되고 발전이 이루어진 후 냉각되어 다시 증기발생기(20)로 재공급된다.The coolant whose temperature has risen by receiving heat from the
증기발생기(20)로부터 회수된 냉각재는 냉각재회수관(15)을 통해 다시 원자로압력용기(10)로 공급된다. 냉각재회수관(15)에는 증기발생기(20)로부터 회수된 냉각재를 다시 원자로압력용기(10)로 공급하기 위해 냉각재펌프(16)가 설치된다. The coolant recovered from the
증기발생기(20)에서 열교환을 통해 냉각된 냉각재는 증기발생기(20)와 연결된 냉각재펌프(16)에 의해 다시 원자로 압력용기로 투입되어 순환하는 냉각재 계통을 이루게 된다. 여기서 냉각재계통은 냉각재 펌프(16), 냉각재공급관(13), 원자로압력용기(10), 냉각재 배출관(14), 증기발생기(20), 냉각재회수관(15)으로 구성되는 냉각재가 순환되는 계이다.The coolant cooled through heat exchange in the
원자로압력용기(10)와 증기발생기(20)를 연결하는 냉각재배출관(14)에는 가압기(40)가 더 포함된다. 가압기(40)는 냉각재의 압력을 높여 냉각재계통에서 고압을 유지할 수 있도록 한다. 가압기(40)에 의해 압력이 높아진 냉각재는 핵연료의 핵 분열 반응에 의해 발생한 열에너지에 의해 가열되어도 비등하지 않고, 액체의 상태로 원자로 및 그 냉각재 계통을 순환한다.A
증기발생기(20)에서 가열된 증기는 증기배출관(22)을 통해 발전부(30)의 터빈(31)으로 공급되어 터빈(31)에 연결된 발전기(32)를 구동시켜 전기를 발생시킨다. 터빈(31)을 통과한 증기는 복수기(36)에서 바다, 호수, 강 또는 냉각탑으로부터 순환수관(33)을 통해 공급되는 냉각수에 의해 응축되어 물이 된다. 복수기(36)에서 증기가 응축된 물은 급수관(34)을 통해 다시 증기발생기(20)로 급수된다. 복수기(36)에서 증기가 응축된 물을 증기발생기(20)로 급수하기 위해 급수관(34)에는 급수펌프(35)가 설치된다.The steam heated in the
본 발명의 실시예에 따른 비상 전력 공급 장치는, 제1 바이패스관(41), 제1 밸브(42), 제1 수력터빈(43), 제1 발전기(44), 제1 전력변환기(45), 제2 바이패스관(51), 제2 밸브(52), 제2 수력터빈(53), 제2 발전기(54), 제2 전력변환기(55), 배터리(60), 전력 제어부(70) 및 밸브 제어부(80)를 포함하여 이루어진다.An emergency power supply device according to an embodiment of the present invention includes a
제1 바이패스관(41)은 급수관(34)에서 분기되어 다시 합류하도록 급수관(34)에 설치된다. 제1 바이패스관(41)의 구경은 급수관(34)의 구경보다 작은 것이 바람직하다.The
제1 수력터빈(43)은 제1 바이패스관(41)에 설치되어, 급수관(34)으로부터 제1 바이패스관(41)을 경유하여 흐르는 물에 의해 회전한다.The first
제1 발전기(44)는 제1 수력터빈(43)의 회전으로부터 교류 전력을 생성한다.The
제1 전력변환기(45)는 제1 발전기(44)에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환한다. 제1 전력변환기(45)에서 출력되는 직류 전력은 배터리(60)에 저장된다.The
제1 밸브(41)는 제1 바이패스관(41)에 설치되고 제1 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어된다. 제1 밸브(41)가 개방되면 제1 수력터빈(43)의 회전으로 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)에 의해 전력이 생산된다. 제1 밸브(41)가 폐쇄되면 제1 수력터빈(43)이 회전하지 않으므로 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)에 의해 전력이 생산되지 않는다. 제1 바이패스관(41)에서의 역류를 방지하기 위해 제1 바이패스관(41)에는 제1 수력터빈(43)의 제1 밸브(41) 반대측에 체크밸브가 설치될 수 있다.The
제2 바이패스관(51)은 냉각재회수관(15)에서 분기되어 다시 합류하도록 냉각재회수관(15)에 설치된다. 제2 바이패스관(51)의 구경은 냉각재회수관(15)의 구경보다 작은 것이 바람직하다.The
제2 수력터빈(53)은 제2 바이패스관(51)에 설치되어, 냉각재회수관(15)으로부터 제2 바이패스관(51)을 경유하여 흐르는 냉각재에 의해 회전한다.The second
제2 발전기(54)는 제2 수력터빈(53)의 회전으로부터 교류 전력을 생성한다.The
제2 전력변환기(55)는 제2 발전기(54)에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환한다. 제1 전력변환기(45)에서 출력되는 직류 전력은 배터리(60)에 저장된다.The second power converter 55 converts AC power generated by the
제2 밸브(51)는 제2 바이패스관(51)에 설치되고 제2 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어된다. 제2 밸브(51)가 개방되면 제2 수력터빈(53)의 회전으로 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산된다. 제2 밸브(51)가 폐쇄되면 제2 수력터빈(53)이 회전하지 않으므로 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되지 않는다. 제2 바이패스관(51)에서의 역류를 방지하기 위해 제2 바이패스관(51)에는 제2 수력터빈(53)의 제2 밸브(51) 반대측에 체크밸브가 설치될 수 있다.The
밸브 제어부(80)는 배터리(60)에 저장된 전력에 따라, 제1 밸브(42)에 제1 개폐신호를 인가하여 제1 밸브(42)를 개방 제어 또는 폐쇄 제어하고, 제2 밸브(52)에 제2 개폐신호를 인가하여 제2 밸브(52)를 개방 제어 또는 폐쇄 제어한다.The
정전 상황 발생시에, 전력 제어부(70)는 배터리(60)에 저장된 전력을 원자력 발전소에 비상 전력으로 공급한다.When a power outage occurs, the
정전 상황 발생으로 인해 배터리(60)에 의해 원자력 발전소에 비상 전력으로 공급되는 동안, 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 폐쇄 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되지 않도록 할 수 있다. While emergency power is supplied to the nuclear power plant by the
밸브 제어부(80)는, 배터리(60)가 만충 상태인 경우, 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 폐쇄 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되지 않도록 할 수 있다. When the
밸브 제어부(80)는, 배터리(60)가 만충 상태가 아닌 경우, 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52) 중 적어도 하나를 개방 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45) 또는 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되도록 할 수 있다.When the
밸브 제어부(80)는, 배터리(60)에 저장된 전력이 소정 임계값 미만(예컨대, 만충전량의 50% 미만)인 경우, 배터리(60)의 빠른 충전을 위해 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 개방 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55) 모두에 의해 전력이 생산되도록 할 수 있다.When the power stored in the
밸브 제어부(80)는, 배터리(60)에 저장된 전력이 소정 임계값 이상(예컨대, 만충전량의 50% 이상)인 경우, 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52) 중 어느 하나는 개방 제어하고 다른 하나는 폐쇄 제어함으로써, 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)에 의해서만 전력이 생산되도록 하거나 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해서만 전력이 생산되도록 할 수 있다.The
밸브 제어부(80)가 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52) 중 어느 하나는 개방 제어하고 다른 하나는 폐쇄 제어하는 경우, 급수관(34)의 유속과 냉각재회수관(15)의 유속에 따라 개방 제어할 밸브와 폐쇄 제어할 밸브를 선택할 수 있다. 이를 위해 급수관(34)에는 급수관(34)을 통해 흐르는 물의 유속을 측정하는 제1 유속 측정 센서(미도시)가 설치되고, 냉각재회수관(15)에는 냉각재회수관(15)을 통해 흐르는 냉각재의 유속을 측정하는 제2 유속 측정 센서(미도시)가 설치될 수 있다.When the
제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 급수관(34)의 유속이 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 냉각재회수관(15)의 유속 이상인 경우, 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42)를 개방 제어하고 제2 밸브(52)를 폐쇄 제어함으로써, 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)에 의해서만 전력이 생산되도록 할 수 있다. 반대로 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 급수관(34)의 유속이 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 냉각재회수관(15)의 유속 미만인 경우, 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42)를 폐쇄 제어하고 제2 밸브(52)를 개방 제어함으로써, 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해서만 전력이 생산되도록 할 수 있다.When the flow rate of the
도 3은 본 발명의 실시예에 따른 비상 전력 공급 장치의 동작을 나타낸 흐름도이다.3 is a flowchart illustrating the operation of an emergency power supply device according to an embodiment of the present invention.
원자력 발전소에 정전 상황이 발생하지 않은 경우(210단계), 배터리(60)가 만충 상태이면(220단계), 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 폐쇄 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되지 않도록 한다(225단계).When the power failure does not occur in the nuclear power plant (step 210) and the
배터리(60)가 만충 상태가 아닌 경우(220단계), 배터리(60)에 저장된 전력이 소정 임계값 미만이면(230단계), 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 개방 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55) 모두에 의해 전력이 생산되도록 한다(235단계).When the
배터리(60)에 저장된 전력이 소정 임계값 이상인 경우(230단계), 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 급수관(34)의 유속이 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 냉각재회수관(15)의 유속 이상이면(240단계), 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42)를 개방 제어하고 제2 밸브(52)를 폐쇄 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)에 의해서만 전력이 생산되도록 한다(245단계).When the power stored in the
제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 급수관(34)의 유속이 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 냉각재회수관(15)의 유속 미만이면(240단계), 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42)를 폐쇄 제어하고 제2 밸브(52)를 개방 제어함으로써, 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해서만 전력이 생산되도록 한다(250단계).When the flow rate of the
원자력 발전소에 정전 상황이 발생하면(210단계), 전력 제어부(70)는 배터리(60)에 저장된 전력을 원자력 발전소에 비상 전력으로 공급하고(260단계), 밸브 제어부(80)는 제1 밸브(42) 및 제2 밸브(52)를 모두 폐쇄 제어함으로써 제1 발전기(44) 및 제1 전력변환기(45)와 제2 발전기(54) 및 제2 전력변환기(55)에 의해 전력이 생산되지 않도록 한다(270단계).When a power outage occurs in the nuclear power plant (step 210), the
상기된 본 발명에 의하면, 급수관(34)을 통한 물의 흐름으로부터 제1 수력터빈(43), 제1 발전기(44), 제1 전력변환기(45)을 통해 전력을 생산하고, 냉각재회수관(15)을 통한 냉각재의 흐름으로부터 제2 수력터빈(53), 제2 발전기(54), 제2 전력변환기(55)를 통해 전력을 생산하여 배터리(60)에 저장하여, 정전 상황이 발생하면 배터리(60)에 저장된 전력을 원자력 발전소에 공급함으로써, 원자력 발전소 내외부의 교류전원 모두에 비정상적인 문제가 생기는 완전 정전 상황에서도 비상 전력을 공급할 수 있다. According to the present invention described above, power is generated from the flow of water through the
본 발명에 첨부된 블록도의 각 블록과 흐름도의 각 단계의 조합들은 컴퓨터 프로그램 인스트럭션들에 의해 수행될 수도 있다. 이들 컴퓨터 프로그램 인스트럭션들은 범용 컴퓨터, 특수용 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비의 프로세서에 탑재될 수 있으므로, 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비의 프로세서를 통해 수행되는 그 인스트럭션들이 블록도의 각 블록 또는 흐름도의 각 단계에서 설명된 기능들을 수행하는 수단을 생성하게 된다. 이들 컴퓨터 프로그램 인스트럭션들은 특정 방식으로 기능을 구현하기 위해 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비를 지향할 수 있는 컴퓨터 이용 가능 또는 컴퓨터 판독 가능 메모리에 저장되는 것도 가능하므로, 그 컴퓨터 이용가능 또는 컴퓨터 판독 가능 메모리에 저장된 인스트럭션들은 블록도의 각 블록 또는 흐름도 각 단계에서 설명된 기능을 수행하는 인스트럭션 수단을 내포하는 제조 품목을 생산하는 것도 가능하다. 컴퓨터 프로그램 인스트럭션들은 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비 상에 탑재되는 것도 가능하므로, 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비 상에서 일련의 동작 단계들이 수행되어 컴퓨터로 실행되는 프로세스를 생성해서 컴퓨터 또는 기타 프로그램 가능한 데이터 프로세싱 장비를 수행하는 인스트럭션들은 블록도의 각 블록 및 흐름도의 각 단계에서 설명된 기능들을 실행하기 위한 단계들을 제공하는 것도 가능하다. Combinations of each block of the block diagram and each step of the flowchart accompanying the present invention may be performed by computer program instructions. Since these computer program instructions may be loaded into a processor of a general-purpose computer, a special-purpose computer, or other programmable data processing equipment, the instructions executed by the processor of the computer or other programmable data processing equipment are each block of the block diagram or flowchart. In each step, means to perform the functions described are created. These computer program instructions may also be stored in a computer usable or computer readable memory that can be directed to a computer or other programmable data processing equipment to implement functionality in a particular way, such that the computer usable or computer readable memory It is also possible for the instructions stored in to produce an article of manufacture containing instruction means for performing the function described in each block of the block diagram or each step of the flow chart. The computer program instructions can also be loaded on a computer or other programmable data processing equipment, so that a series of operational steps are performed on the computer or other programmable data processing equipment to create a computer-executed process to generate computer or other programmable data processing equipment. It is also possible that the instructions performing the processing equipment provide steps for executing the functions described in each block of the block diagram and each step of the flowchart.
또한, 각 블록 또는 각 단계는 특정된 논리적 기능(들)을 실행하기 위한 하나 이상의 실행 가능한 인스트럭션들을 포함하는 모듈, 세그먼트 또는 코드의 일부를 나타낼 수 있다. 또, 몇 가지 대체 실시예들에서는 블록들 또는 단계들에서 언급된 기능들이 순서를 벗어나서 발생하는 것도 가능함을 주목해야 한다. 예컨대, 잇달아 도시되어 있는 두 개의 블록들 또는 단계들은 사실 실질적으로 동시에 수행되는 것도 가능하고 또는 그 블록들 또는 단계들이 때때로 해당하는 기능에 따라 역순으로 수행되는 것도 가능하다.Additionally, each block or each step may represent a module, segment or portion of code that includes one or more executable instructions for executing specified logical function(s). It should also be noted that in some alternative embodiments it is possible for the functions recited in blocks or steps to occur out of order. For example, two blocks or steps shown in succession may in fact be performed substantially concurrently, or the blocks or steps may sometimes be performed in reverse order depending on their function.
이상의 설명은 본 발명의 기술 사상을 예시적으로 설명한 것에 불과한 것으로서, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 다양한 수정 및 변형이 가능할 것이다. 따라서, 본 발명에 개시된 실시예들은 본 발명의 기술 사상을 한정하기 위한 것이 아니라 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시예에 의하여 본 발명의 기술 사상의 범위가 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호 범위는 아래의 청구범위에 의하여 해석되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.The above description is merely an example of the technical idea of the present invention, and various modifications and variations can be made to those skilled in the art without departing from the essential characteristics of the present invention. Therefore, the embodiments disclosed in the present invention are not intended to limit the technical idea of the present invention, but to explain, and the scope of the technical idea of the present invention is not limited by these embodiments. The protection scope of the present invention should be construed according to the claims below, and all technical ideas within the scope equivalent thereto should be construed as being included in the scope of the present invention.
Claims (8)
복수기에서 증기가 응축된 물을 증기발생기로 급수하는 급수관에서 분기되어 다시 합류하는 제1 바이패스관;
상기 제1 바이패스관에 설치되어 상기 급수관으로부터 상기 제1 바이패스관을 경유하여 흐르는 물에 의해 회전하는 제1 수력터빈;
상기 제1 수력터빈의 회전으로부터 교류 전력을 생성하는 제1 발전기;
상기 제1 발전기에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환하는 제1 전력변환기;
증기발생기로부터 회수되는 냉각재를 다시 원자로압력용기로 공급하는 냉각재회수관에서 분기되어 다시 합류하는 제2 바이패스관;
상기 제2 바이패스관에 설치되어 상기 냉각재회수관으로부터 상기 제2 바이패스관을 경유하여 흐르는 냉각재에 의해 회전하는 제2 수력터빈;
상기 제2 수력터빈의 회전으로부터 교류 전력을 생성하는 제2 발전기;
상기 제2 발전기에서 생성되는 교류 전력을 직류 전력으로 변환하는 제2 전력변환기;
상기 제1 전력변환기 및 상기 제2 전력변환기에서 출력되는 직류 전력을 저장하는 배터리;
정전 상황 발생시에, 상기 배터리에 저장된 전력을 상기 원자력 발전소에 비상 전력으로 공급하는 전력 제어부;
상기 제1 바이패스관에 설치되고 제1 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어되는 제1 밸브;
상기 제2 바이패스관에 설치되고 제2 개폐제어신호에 따라 개폐가 제어되는 제2 밸브; 및
상기 제1 밸브에 상기 제1 개폐신호를 인가하여 상기 제1 밸브를 개방 제어 또는 폐쇄 제어하고, 상기 제2 밸브에 상기 제2 개폐신호를 인가하여 상기 제2 밸브를 개방 제어 또는 폐쇄 제어하는 밸브 제어부를 포함하고,
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태인 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 폐쇄 제어하고,
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아닌 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브 중 적어도 하나를 개방 제어하고,
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 소정 임계값 미만인 경우 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 개방 제어하고,
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 상기 소정 임계값 이상인 경우, 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브 중 어느 하나를 개방 제어하고 다른 하나를 폐쇄 제어하고,
상기 급수관에 설치되어 상기 급수관을 통해 흐르는 물의 유속을 측정하는 제1 유속 측정 센서; 및
상기 냉각재회수관에 설치되어 상기 냉각재회수관(15)을 통해 흐르는 냉각재의 유속을 측정하는 제2 유속 측정 센서를 더 포함하고,
상기 밸브 제어부는, 상기 배터리가 만충 상태가 아니고 상기 배터리에 저장된 전력이 상기 소정 임계값 이상인 경우, 상기 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속이 상기 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속 이상이면 상기 제1 밸브를 개방 제어하고 상기 제2 밸브를 폐쇄 제어하고, 상기 제1 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속이 상기 제2 유속 측정 센서에 의해 측정된 유속 미만이면 상기 제1 밸브를 폐쇄 제어하고 상기 제2 밸브를 개방 제어하는 것을 특징으로 하는 비상 전력 공급 장치.In the emergency power supply device of a pressurized light water reactor type nuclear power plant,
A first bypass pipe branched off from the water supply pipe supplying the steam condensed water in the condenser to the steam generator and joining again;
a first hydro turbine installed in the first bypass pipe and rotating by water flowing from the water supply pipe via the first bypass pipe;
a first generator generating AC power from rotation of the first hydro turbine;
a first power converter for converting AC power generated by the first generator into DC power;
a second bypass pipe diverging from the coolant recovery pipe supplying the coolant recovered from the steam generator back to the reactor pressure vessel and joining again;
a second hydraulic turbine installed in the second bypass pipe and rotated by the coolant flowing from the coolant recovery pipe via the second bypass pipe;
a second generator generating AC power from rotation of the second hydro turbine;
a second power converter for converting AC power generated by the second generator into DC power;
a battery storing DC power output from the first power converter and the second power converter;
When a power outage occurs, a power controller supplying the power stored in the battery to the nuclear power plant as emergency power;
a first valve installed in the first bypass pipe and controlled to open and close according to a first open and close control signal;
a second valve installed in the second bypass pipe and controlled to open and close according to a second open and close control signal; and
A valve that controls opening or closing of the first valve by applying the first open/close signal to the first valve, and controls opening or closing of the second valve by applying the second open/close signal to the second valve. Including a control unit,
The valve control unit controls to close both the first valve and the second valve when the battery is in a full state,
The valve control unit controls opening of at least one of the first valve and the second valve when the battery is not in a full state,
The valve control unit controls opening of both the first valve and the second valve when the battery is not in a full state and the power stored in the battery is less than a predetermined threshold value;
The valve control unit controls opening of one of the first valve and the second valve and closing of the other when the battery is not in a full state and the power stored in the battery is equal to or greater than the predetermined threshold,
A first flow rate measurement sensor installed in the water supply pipe to measure the flow rate of water flowing through the water supply pipe; and
Further comprising a second flow rate measuring sensor installed in the coolant recovery pipe to measure the flow rate of the coolant flowing through the coolant recovery pipe 15,
The valve control unit may be configured to, when the battery is not fully charged and the power stored in the battery is greater than or equal to the predetermined threshold value, and the flow rate measured by the first flow rate sensor is greater than or equal to the flow rate measured by the second flow rate sensor. The first valve is controlled to open and the second valve is controlled to be closed, and when the flow rate measured by the first flow rate sensor is less than the flow rate measured by the second flow rate sensor, the first valve is controlled to close, Emergency power supply device, characterized in that for controlling the opening of the second valve.
상기 밸브 제어부는, 정전 상황 발생시에 상기 제1 밸브 및 상기 제2 밸브를 모두 폐쇄 제어하는 것을 특징으로 하는 비상 전력 공급 장치.According to claim 1,
The valve control unit controls to close both the first valve and the second valve when a power outage occurs.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020220143713A KR102482722B1 (en) | 2022-11-01 | 2022-11-01 | Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020220143713A KR102482722B1 (en) | 2022-11-01 | 2022-11-01 | Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR102482722B1 true KR102482722B1 (en) | 2022-12-30 |
Family
ID=84538889
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020220143713A KR102482722B1 (en) | 2022-11-01 | 2022-11-01 | Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR102482722B1 (en) |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012230069A (en) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Auxiliary power supply of nuclear installation |
KR20130012310A (en) * | 2011-07-25 | 2013-02-04 | 한국수력원자력 주식회사 | Assistant dc power supplying apparatus for nuclear power plant and method thereof |
-
2022
- 2022-11-01 KR KR1020220143713A patent/KR102482722B1/en active IP Right Grant
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012230069A (en) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Auxiliary power supply of nuclear installation |
KR20130012310A (en) * | 2011-07-25 | 2013-02-04 | 한국수력원자력 주식회사 | Assistant dc power supplying apparatus for nuclear power plant and method thereof |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Sinha et al. | Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor | |
RU2713473C2 (en) | Nuclear reactor system and nuclear energy generation method | |
Forsberg et al. | Basis for fluoride salt–cooled high-temperature reactors with nuclear air-brayton combined cycles and firebrick resistance-heated energy storage | |
US6801593B2 (en) | Subcritical reactivity measurement method | |
Agnew | Gas-cooled nuclear power reactors | |
Seaborg et al. | Fast breeder reactors | |
KR102482722B1 (en) | Emergency power supply apparatus for pressurized light water reactor type nuclear power plants | |
Su’ud et al. | Preliminary analysis of loss-of-coolant accident in Fukushima nuclear accident | |
Laturkar et al. | Advances in very small modular nuclear reactors | |
Nikiforova et al. | Lead-cooled flexible conversion ratio fast reactor | |
Pioro et al. | Study on current status and future developments in nuclear-power industry of the world | |
Han et al. | An overview of heavy water reactors | |
Armstrong et al. | Lattice cell and full core physics of internally cooled annular fuel in heavy water moderated reactors | |
Yamaguchi et al. | A general overview of generation IV molten salt reactor (MSR) and the use of thorium as fuel | |
Barbier et al. | ASTRID operation procedures to comply with grid regulation and a plant lifetime up to 60 years | |
Zhang et al. | On load-following operations of small modular reactors | |
Cole et al. | The near boiling reactor: design of a small, inherently safe, nuclear reactor to extend the operational envelope of the Victoria-class submarine | |
Cheng et al. | Sodium fast reactors | |
Hsieh | Sensitivity of Integral Reactor Configurations to Parametric Fluctuations | |
Mishra et al. | Loss of Electric Power Supply Transient in an Irradiation Test Loop of HFRR | |
Gabaraev et al. | Innovative Nuclear Power Facilities in Reports at the 5th International Scientific and Technical Conference on Innovative Designs and Technologies for Nuclear Power (ISTC NIKIET-2018) | |
KR20240034850A (en) | Low-pressure water reactor and low-pressure water reactor control method | |
Nikulin et al. | Computational Analysis of the Shutdown of One MCP of VVER-1000 During Operation of the Reactor Facility at Nominal Power | |
Schulten | Possible new Developments based on HTGR technology and operating experience | |
KR20220166859A (en) | electrical heating of nuclear reactors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A302 | Request for accelerated examination | ||
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant |