KR102545280B1 - A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant - Google Patents
A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- KR102545280B1 KR102545280B1 KR1020200167372A KR20200167372A KR102545280B1 KR 102545280 B1 KR102545280 B1 KR 102545280B1 KR 1020200167372 A KR1020200167372 A KR 1020200167372A KR 20200167372 A KR20200167372 A KR 20200167372A KR 102545280 B1 KR102545280 B1 KR 102545280B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- steam generator
- auxiliary
- pipe
- heat pipe
- detection system
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/002—Detection of leaks
-
- 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
Abstract
본 발명은 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템으로서, 증기발생기를 관통하여 일단이 상기 증기발생기의 내부 공간에 연통된 복수의 보조관과, 상기 보조관에 연결되어 상기 보조관에 유입된 유체의 방사선을 감지하는 방사선 감지기를 포함하고, 상기 복수의 보조관은 일단의 높이가 서로 다르다. 본 발명에 따르면, 전열관 손상으로 방사선 물질 유출시 유출 위치를 확인할 수 있고, 방사선의 측정 성능과 계산된 누설률의 신뢰도가 개선되는 효과가 있다.The present invention is a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system, wherein a plurality of auxiliary pipes having one end communicating with an internal space of the steam generator through a steam generator, and radiation of a fluid connected to the auxiliary pipes and flowing into the auxiliary pipes are detected. It includes a radiation detector that senses, and the plurality of auxiliary tubes have different heights of one end. According to the present invention, when a radiation material leaks out due to damage to a heat pipe, it is possible to check the outflow location, and there is an effect of improving the reliability of the radiation measurement performance and the calculated leak rate.
Description
본 발명은 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템으로서, 보다 상세하게는 증기발생기의 전열관 누설 시 누설되는 방사능 물질을 감지하는 시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a nuclear power plant steam generator heat transfer pipe leak detection system, and more particularly, to a system for detecting radioactive material leaking when a steam generator heat pipe leaks.
원자력발전소 증기발생기(steam generator)는 원자로에서 생산되는 고온의 냉각재를 이용하여 증기를 발생시키는 열교환기 설비이며, 증기발생기에서 생산된 증기는 터빈과 발전기를 구동시킨다. 상세하게는, 증기발생기 내부는 열교환을 위한 전열관(tube)이 수 천개 설치되어 있으며, 고온의 냉각재가 상기 전열관의 내부를 흐르고, 증기발생기 내부의 물을 비등시켜 증기로 만든다. 증기발생기 내부에 위치한 전열관의 높이는 약 10m이다.A nuclear power plant steam generator is a heat exchanger facility that generates steam using high-temperature coolant produced in a nuclear reactor, and the steam produced in the steam generator drives turbines and generators. In detail, thousands of heat transfer tubes for heat exchange are installed inside the steam generator, and high-temperature coolant flows through the heat transfer tubes, and water inside the steam generator is boiled to make steam. The height of the heat pipe located inside the steam generator is about 10 m.
한편, 전열관 내부를 흐르는 냉각재는 방사능 물질을 포함하는데, 전열관은 응력부식균열, 피로균열, 마모 등에 의해 손상될 수 있다. 전열관 관통 결함 발생 시 방사능 물질이 증기발생기 2차측으로 누설될 수 있으므로, 즉각적인 탐지와 누설량 측정을 통해 적절한 조치가 필요하다.On the other hand, the coolant flowing inside the heat pipe contains a radioactive material, and the heat pipe may be damaged by stress corrosion cracking, fatigue cracking, abrasion, or the like. Since radioactive material may leak to the secondary side of the steam generator when a penetration defect occurs in the heat pipe, appropriate measures are required through immediate detection and leakage measurement.
종래의 기술은 증기발생기와 연결된 주증기배관에 N-16 핵종을 탐지할 수 있는 방사선 감지기를 구비하며, N-16 방사선 강도를 통해 전열관 결함부에서 누설되는 유체의 누설률(L/hr)를 실시간으로 계산할 수 있다.In the prior art, a radiation detector capable of detecting N-16 nuclide is provided in the main steam pipe connected to the steam generator, and the leak rate (L/hr) of the fluid leaking from the defective portion of the heat pipe is measured through the N-16 radiation intensity. can be calculated in real time.
하지만, 종래의 기술은 방사선 누설을 즉각적으로 탐지하는 장점이 있으나 누설 위치가 복잡할 경우 누설률 측정 오차가 높다. 특히, N-16 핵종의 경우 반감기가 7.13초로 매우 짧아, 증기발생기 내부에서 생성된 증기가 방사선 감지기까지 도달하면서 방사선이 상당량 감소한다. 따라서, 전열관 결함부 위치와 누설량에 대한 추정의 오차가 증가한다.However, the conventional technology has the advantage of immediately detecting radiation leakage, but the leak rate measurement error is high when the leakage location is complicated. In particular, in the case of N-16 nuclide, the half-life is very short at 7.13 seconds, and as the steam generated inside the steam generator reaches the radiation detector, a significant amount of radiation is reduced. Therefore, an error in estimation of the location of the heat pipe defect and the amount of leakage increases.
따라서 본 발명은 증기발생기의 전열관 누설 발생 시, 누설 위치 및 누설량을 정확히 감지할 수 있는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 제공하는 것을 목적으로 한다.Accordingly, an object of the present invention is to provide a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system capable of accurately detecting a leak location and a leak amount when a leak occurs in a heat pipe of a steam generator.
본 발명은 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템으로서, 증기발생기를 관통하여 일단이 상기 증기발생기의 내부 공간에 연통된 복수의 보조관과, 상기 복수의 보조관에 연결되어 상기 보조관에 유입된 유체의 방사선을 감지하는 방사선 감지기를 포함하는 것을 일 측면으로 한다.The present invention is a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system, wherein a plurality of auxiliary pipes having one end communicating with an internal space of the steam generator through a steam generator, and a fluid connected to the plurality of auxiliary pipes and flowing into the auxiliary pipes In one aspect, including a radiation detector for detecting radiation.
바람직하게는, 상기 복수의 보조관은 각 보조관의 일단의 높이가 서로 다르게 구비될 수 있다.Preferably, the plurality of auxiliary pipes may be provided with different heights of one end of each auxiliary pipe.
또한, 바람직하게는, 상기 보조관은 일단이 상기 증기발생기의 내부 중심부에 위치하고, 상기 일단이 수직 하방을 향한다.Also, preferably, one end of the auxiliary pipe is located in the inner center of the steam generator, and the one end faces vertically downward.
또한, 바람직하게는, 상기 복수의 보조관은 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 상단 지점에 위치한 제1 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 중간 지점에 위치한 제2 보조관을 포함한다.Also, preferably, the plurality of auxiliary pipes include a first auxiliary pipe having one end located at an upper point of the height of the inner heat pipe of the steam generator and a second auxiliary pipe having one end positioned at the middle point of the height of the inner heat pipe of the steam generator. do.
또한, 바람직하게는, 상기 복수의 보조관은 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 상단 지점에 위치한 제1 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 2/3 지점에 위치한 제2 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 1/3 지점에 위치한 제3 보조관을 포함할 수 있다.Also, preferably, the plurality of auxiliary pipes include a first auxiliary pipe having one end located at an upper point of the height of the inner heat pipe of the steam generator, and a second auxiliary pipe having one end positioned at a point 2/3 of the height of the inner heat pipe of the steam generator. And, one end may include a third auxiliary pipe located at 1/3 of the height of the heat transfer pipe inside the steam generator.
또한, 바람직하게는, 상기 복수의 보조관은, 각 보조관에 대응되어 복수의 상기 방사능 감지기가 연결될 수 있다.Also, preferably, the plurality of auxiliary pipes may be connected to a plurality of the radiation detectors corresponding to each auxiliary pipe.
또한, 바람직하게는, 상기 복수의 보조관은, 각 보조관을 개폐할 수 있는 밸브를 구비할 수 있다.Also, preferably, the plurality of auxiliary pipes may include valves capable of opening and closing each auxiliary pipe.
또한, 바람직하게는, 상기 복수의 보조관은, 각 보조관의 타단이 서로 연결되어 하나의 라인으로 통합되고, 상기 방사선 감지기는, 상기 보조관의 타단이 합쳐진 라인에 연결된다.Also, preferably, in the plurality of auxiliary pipes, the other ends of the auxiliary pipes are connected to each other and integrated into one line, and the radiation detector is connected to the line where the other ends of the auxiliary pipes are combined.
본 발명에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템은, 전열관의 누설 시 결함의 위치 및 방사선 물질의 누출량을 정확히 감지할 수 있다. 따라서, 전열관 손상 사고 발생 시 적절한 조치가 가능하고, 원전 운용의 안전성을 증대한다.The nuclear power plant steam generator heat pipe leakage detection system according to the present invention can accurately detect the location of the defect and the leakage amount of the radiation material when the heat pipe leaks. Therefore, it is possible to take appropriate measures in the event of a heat pipe damage accident, and the safety of nuclear power plant operation is increased.
도 1은 본 발명의 제1 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 개략적으로 도시한 것이다.
도 2는 본 발명의 제2 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 개략적으로 도시한 것이다.
도 3은 본 발명의 제3 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 개략적으로 도시한 것이다.
도 4는 본 발명의 제4 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 개략적으로 도시한 것이다.1 is a schematic diagram of a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to a first embodiment of the present invention.
2 schematically illustrates a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to a second embodiment of the present invention.
3 schematically illustrates a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to a third embodiment of the present invention.
4 schematically illustrates a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to a fourth embodiment of the present invention.
본 발명의 실시예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한, 본 명세서에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.Specific structural or functional descriptions presented in the embodiments of the present invention are merely exemplified for the purpose of explaining embodiments according to the concept of the present invention, and embodiments according to the concept of the present invention may be implemented in various forms. In addition, it should not be construed as being limited to the embodiments described in this specification, but should be understood to include all modifications, equivalents, or substitutes included in the spirit and scope of the present invention.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예들을 설명한다. 본 발명을 설명함에 있어서, 관련된 공지기능 혹은 구성에 대한 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 설명을 생략한다.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings. In describing the present invention, if it is determined that a description of a related known function or configuration may unnecessarily obscure the gist of the present invention, the description thereof will be omitted.
도 1은 본 발명의 제1 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템(이하, ‘시스템’이라고 함)(100)을 개략적으로 도시한 것이다. 도 2 내지 도 4는 각각 본 발명의 제2 실시예 내지 제4 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템을 도시한 것이다.1 schematically illustrates a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system (hereinafter referred to as a 'system') 100 according to a first embodiment of the present invention. 2 to 4 show a nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to second to fourth embodiments of the present invention, respectively.
도 1을 참조하면, 시스템(100)은 복수의 보조관과 방사선 감지기(140)를 포함한다. 복수의 보조관은 제1 보조관(122), 제2 보조관(124) 및 제3 보조관(126)을 구비한다. 각 보조관은 증기발생기(110)의 외벽을 관통하여, 그 일단이 증기발생기(100)의 내부에 연통한다. 또한, 각 보조관의 일단은 증기발생기(110)의 중심부에 이르도록 연장되고, 증기발생기(110)의 바닥면을 향해 수직 하방으로 절곡된다.Referring to FIG. 1 , the
복수의 보조관은 각각 그 일단이 증기발생기(110)의 내부에서 높이가 서로 다르게 위치할 수 있다. 제1 보조관(122)의 일단은 전열관(112)의 상단 지점에 위치하고, 제2 보조관(124)은 전열관(112) 높이의 2/3 지점에 위치하며, 제3 보조관(126)은 전열관(112) 높이의 1/3 지점에 위치할 수 있다.Each of the plurality of auxiliary pipes may have one end positioned at a different height from the inside of the
도 2는 본 발명의 제2 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템(200)으로서, 보조관이 두 개인 경우를 도시한다. 제1 보조관(222)은 전열관(212)의 상단 지점에 위치하고, 제2 보조관(224)은 전열관(212) 높이의 1/2 지점에 위치할 수 있다.2 is a nuclear power plant steam generator heat pipe
한편, 복수의 보조관은 각각 밸브(130)를 구비하여 개폐를 조절할 수 있다. 또한, 복수의 보조관의 타단은 서로 연결되어 하나의 배관 라인으로 통합되고, 통합된 배관은 주급수배관(114)에 연결되어 내부 유체가 증기발생기(110)로 다시 순환할 수 있다.On the other hand, each of the plurality of auxiliary pipes may be provided with a
방사선 감지기(140)는 복수의 보조관이 통합된 배관에 연결되어 유입된 유체에 포함된 방사선 물질을 감지한다. 방사선 감지기(140)는 N-16 핵종을 탐지할 수 있다.The
도 3 및 도 4에서 도시한 시스템은 각각의 보조관에 방사선 감지기가 연결된 것을 도시한다. 도 3을 참조하면, 시스템(300)은 제1 보조관(322), 제2 보조관(324) 및 제3 보조관(326)을 포함하고, 보조관은 각각 방사선 감지기(340)와 연결된다. 도 4를 참조하면, 시스템(400)은 제1 보조관(422) 및 제2 보조관(424)을 포함하고, 보조관은 각각 방사선 감지기(440)와 연결된다.The system shown in FIGS. 3 and 4 shows that a radiation detector is connected to each auxiliary tube. Referring to FIG. 3 , the
전열관(112) 손상으로 방사선 물질이 누설될 경우, 시스템(100)은 방사선 물질의 누설 위치를 확인할 수 있다. 증기발생기(110)의 내부 유체는 상향으로 유동하므로, 방사선 누설 지점보다 아래에 있는 보조관에서는 방사선이 감지되지 않고 이를 통해 누설 지점을 확인할 수 있다.When radiation material leaks due to damage to the
이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되지 않으며, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 당업자에게 명백할 것이다.The present invention described above is not limited by the above-described embodiments and the accompanying drawings, and various substitutions, modifications, and changes are possible without departing from the technical spirit of the present invention will be apparent to those skilled in the art.
100: 본 발명의 제1 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템
200: 본 발명의 제2 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템
300: 본 발명의 제3 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템
400: 본 발명의 제4 실시예에 따른 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템
110,210,310,410: 증기발생기
112,212,312,412: 전열관
114,214,314,414: 주급수배관
116,216,316,416: 주증기배관
122,222,322,422: 제1 보조관
124,224,324,424: 제2 보조관
126,326: 제3 보조관
130,230: 밸브
140,240,340,440: 방사선 감지기100: Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to the first embodiment of the present invention
200: Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to the second embodiment of the present invention
300: Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system according to the third embodiment of the present invention
400: Nuclear power plant steam generator heat pipe leakage detection system according to the fourth embodiment of the present invention
110,210,310,410: steam generator
112,212,312,412: heat pipe
114,214,314,414: Main water supply piping
116,216,316,416: main steam piping
122,222,322,422: First Assistant
124,224,324,424: Second Assistant
126,326: Third Aide
130,230: valve
140,240,340,440: radiation detector
Claims (8)
증기발생기를 관통하여 설치되며, 증기발생기에서 상기 전열관에 의해 상승하는 유체가 유입되도록 일단이 상기 증기발생기의 내부 공간에 연통된 복수의 보조관과,
상기 복수의 보조관에 연결되어 상기 보조관에 유입된 유체의 방사선을 감지하는 방사선 감지기를 포함하며,
상기 복수의 보조관의 타단은, 내부 유체가 상기 증기발생기로 순환하도록 상기 증기 발생기에 연결되되,
상기 복수의 보조관은, 각 보조관의 일단의 높이가 서로 다르게 구비되며, 일단이 상기 증기발생기의 내부 중심부에 위치하고 수직 하방을 향하며,
일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 상단 지점에 위치한 제1 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 중간 지점에 위치한 제2 보조관을 포함하는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템In the nuclear power plant steam generator heat pipe leakage detection system in which a heat pipe of a coolant containing radioactive material passes through to generate steam,
A plurality of auxiliary pipes installed through the steam generator and having one end communicated with the inner space of the steam generator so that the fluid ascending by the heat transfer pipe in the steam generator is introduced;
A radiation detector connected to the plurality of auxiliary pipes to detect radiation of the fluid introduced into the auxiliary pipes,
The other ends of the plurality of auxiliary pipes are connected to the steam generator so that the internal fluid circulates to the steam generator,
The plurality of auxiliary pipes are provided with different heights of one end of each auxiliary pipe, and one end is located in the inner center of the steam generator and faces vertically downward,
Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system including a first auxiliary pipe having one end located at the upper end of the inner heat pipe height of the steam generator and a second auxiliary pipe having one end positioned at the middle point of the inner heat pipe height of the steam generator.
증기발생기를 관통하여 설치되며, 증기발생기에서 상기 전열관에 의해 상승하는 유체가 유입되도록 일단이 상기 증기발생기의 내부 공간에 연통된 복수의 보조관과,
상기 복수의 보조관에 연결되어 상기 보조관에 유입된 유체의 방사선을 감지하는 방사선 감지기를 포함하며,
상기 복수의 보조관의 타단은, 내부 유체가 상기 증기발생기로 순환하도록 상기 증기 발생기에 연결되되,
상기 복수의 보조관은, 각 보조관의 일단의 높이가 서로 다르게 구비되며, 일단이 상기 증기발생기의 내부 중심부에 위치하고 수직 하방을 향하며,
상기 복수의 보조관은,
일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 상단 지점에 위치한 제1 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 2/3 지점에 위치한 제2 보조관과, 일단이 상기 증기발생기 내부 전열관 높이의 1/3 지점에 위치한 제3 보조관을 포함하는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템In the nuclear power plant steam generator heat pipe leakage detection system in which a heat pipe of a coolant containing radioactive material passes through to generate steam,
A plurality of auxiliary pipes installed through the steam generator and having one end communicated with the inner space of the steam generator so that the fluid ascending by the heat transfer pipe in the steam generator is introduced;
A radiation detector connected to the plurality of auxiliary pipes to detect radiation of the fluid introduced into the auxiliary pipes,
The other ends of the plurality of auxiliary pipes are connected to the steam generator so that the internal fluid circulates to the steam generator,
The plurality of auxiliary pipes are provided with different heights of one end of each auxiliary pipe, and one end is located in the inner center of the steam generator and faces vertically downward,
The plurality of assistants,
A first auxiliary pipe having one end located at the upper end of the height of the internal heat exchanger pipe of the steam generator, a second auxiliary pipe having one end located at a point 2/3 of the height of the internal heat exchanger pipe of the steam generator, and one end located at 1 point of the height of the internal heat exchanger pipe of the steam generator Nuclear steam generator heat pipe leak detection system including a third auxiliary pipe located at /3 point
상기 복수의 보조관은,
각 보조관에 대응되어 복수의 상기 방사선 감지기가 연결된 것을 특징으로 하는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템According to claim 1 or 5,
The plurality of auxiliary officers,
Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system, characterized in that a plurality of the radiation detectors are connected to each auxiliary pipe
상기 복수의 보조관은,
각 보조관을 개폐할 수 있는 밸브가 구비된 것을 특징으로 하는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템According to claim 1 or 5,
The plurality of auxiliary officers,
Nuclear power plant steam generator heat pipe leakage detection system, characterized in that provided with a valve capable of opening and closing each auxiliary pipe
상기 복수의 보조관은,
각 보조관의 타단이 서로 연결되어 하나의 라인으로 통합되고,
상기 방사선 감지기는,
상기 보조관의 타단이 합쳐진 라인에 연결된 것을 특징으로 하는 원전 증기발생기 전열관 누설 감지 시스템According to claim 7,
The plurality of auxiliary officers,
The other ends of each auxiliary pipe are connected to each other and integrated into one line,
The radiation detector,
Nuclear power plant steam generator heat pipe leak detection system, characterized in that the other end of the auxiliary pipe is connected to the combined line
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020200167372A KR102545280B1 (en) | 2020-12-03 | 2020-12-03 | A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020200167372A KR102545280B1 (en) | 2020-12-03 | 2020-12-03 | A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR20220078151A KR20220078151A (en) | 2022-06-10 |
KR102545280B1 true KR102545280B1 (en) | 2023-06-20 |
Family
ID=81986860
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020200167372A KR102545280B1 (en) | 2020-12-03 | 2020-12-03 | A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR102545280B1 (en) |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000249784A (en) * | 1999-02-26 | 2000-09-14 | Toshiba Corp | Water leakage detector for steam generator |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5175A (en) * | 1974-06-20 | 1976-01-05 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | USUNIKUKO SOKUKAITENDO |
JP3280793B2 (en) * | 1994-03-07 | 2002-05-13 | 日本原子力研究所 | Heat exchanger |
KR100558513B1 (en) * | 2003-03-20 | 2006-03-07 | 한국원자력연구소 | Leak detection device for once-through steam generator by using of gas circulation |
KR100960787B1 (en) | 2008-05-19 | 2010-06-01 | 한국전력공사 | Device for monitoring leakage of steam generator for atomic power plant and method thereof |
-
2020
- 2020-12-03 KR KR1020200167372A patent/KR102545280B1/en active IP Right Grant
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000249784A (en) * | 1999-02-26 | 2000-09-14 | Toshiba Corp | Water leakage detector for steam generator |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR20220078151A (en) | 2022-06-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10510452B2 (en) | Steam generator for nuclear steam supply system | |
CN101960280B (en) | Test apparatus and method for safety valve | |
KR102150741B1 (en) | Method of validating nuclear reactor in-vessel detector output signals | |
US5475720A (en) | Non-condensable gas tolerant condensing chamber | |
KR102545280B1 (en) | A leakage detection system of steam generator tube for nuclear power plant | |
JP2007064635A (en) | Monitoring device and monitoring method for nuclear reactor state | |
US6557417B1 (en) | Method and device for void fraction measurement and adverse output signal mitigation on pressure-base instruments | |
JP6489904B2 (en) | Reactor water level measurement method and apparatus during emergency | |
JP2002228794A (en) | Heat supplying atomic power plant | |
CN106531241A (en) | Double-wall-pipe heat exchanging equipment for liquid metal reactor and broken-pipe detecting and maintaining method | |
KR100558513B1 (en) | Leak detection device for once-through steam generator by using of gas circulation | |
Yada et al. | Development of Leak Before Break Assessment Guidelines for Sodium Cooled Fast Reactors in Japan | |
KR102638288B1 (en) | Process measurement systems for light water small modular reactors | |
Park et al. | Structural design and evaluation of a steam generator in PGSFR | |
KR102415262B1 (en) | System for Monitoring Rupture of Steam Generator Tube in Nuclear Power Plant and Method for Monitoring Using the Same | |
Kozluk | Fitness-for-service guidelines 10 | |
Lish et al. | Development of I2S-LWR instrumentation systems | |
Kozluk | Fitness-for-service guidelines | |
Wang et al. | Study on the Influence of Leakage Fault on the Thermal and Hydraulic Characteristics of U-tube Steam Generator | |
Ishida et al. | Development of Inherently Safe Technologies for Large Scale BWRs:(2) Passive Water-Cooling System | |
Kima | Tube Repair Criteria for Heat Exchangers with U-Tubes Applying USNRC Reg. Guide 1.121 | |
Subudhi et al. | Aging Management of Reactor Coolant System Mechanical Components in Pressurized Water Reactors for License Renewal | |
JPH0310198A (en) | Intermediate heat exchanger of tank typed fast breeder reactor | |
Palaniappan et al. | Mass spectrometer helium leak testing of large volume pipelines and pressure vessels of a nuclear power plant | |
JPH05134081A (en) | Diagnosing apparatus of abnormality of reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant |