KR102550140B1 - Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus - Google Patents

Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus Download PDF

Info

Publication number
KR102550140B1
KR102550140B1 KR1020210027437A KR20210027437A KR102550140B1 KR 102550140 B1 KR102550140 B1 KR 102550140B1 KR 1020210027437 A KR1020210027437 A KR 1020210027437A KR 20210027437 A KR20210027437 A KR 20210027437A KR 102550140 B1 KR102550140 B1 KR 102550140B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
start valve
water supply
steam
flow start
supply pipe
Prior art date
Application number
KR1020210027437A
Other languages
Korean (ko)
Other versions
KR20220123907A (en
Inventor
송명준
윤보감
이상섭
박찬억
허재영
Original Assignee
한국전력기술 주식회사
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국전력기술 주식회사 filed Critical 한국전력기술 주식회사
Priority to KR1020210027437A priority Critical patent/KR102550140B1/en
Publication of KR20220123907A publication Critical patent/KR20220123907A/en
Application granted granted Critical
Publication of KR102550140B1 publication Critical patent/KR102550140B1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/26—Steam-separating arrangements
    • F22B37/268—Steam-separating arrangements specially adapted for steam generators of nuclear power plants
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • 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 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 증기를 발생시키는 증기발생기; 상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관; 상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기; 상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관; 상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관; 상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관; 상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며, 상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함할 수 있다. The present invention relates to a passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device, comprising: a steam generator for generating steam; Main engine for supplying steam from the steam generator to the turbine side; a heat exchanger for condensing the steam while exchanging heat with cooling water from the steam passing through the turbine; a main water supply pipe for recovering water condensed in the heat exchanger to the steam generator; Steam supply pipe branching from the chief complaint engine; a passive condensation tank connected to the steam supply pipe and capable of condensing steam into water through heat exchange of a condenser; a water supply pipe connecting the passive condensation tank and the main water supply pipe and moving the water condensed in the passive condensation tank to the main water supply pipe; and an auxiliary water supply start valve capable of opening and closing the water supply pipe, and the auxiliary water supply start valve may include a low flow start valve and a high flow start valve.

Description

과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템 {Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus}Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus {Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus}

본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다. The present invention relates to a passive auxiliary feed water supply system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device, and more particularly, by separating the auxiliary feed water start valve into a low flow start valve and a high flow start valve, the opening of the auxiliary feed water start valve It relates to a passive auxiliary feed water system system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device capable of preventing a reactor coolant system from being overcooled due to excessive supply of low-temperature feed water to a steam generator.

원자력 발전소의 보조급수계통은 사고 발생시 주급수계통이 가용하지 않는 경우에 원자로 정지 후 원자로냉각재계통을 안전정지상태까지 냉각시키는 역할을 수행한다. The auxiliary water supply system of a nuclear power plant plays a role of cooling the reactor coolant system to a safe shutdown state after the reactor is stopped when the main water supply system is not available in the event of an accident.

종래의 원자력 발전소의 보조급수계통은 능동형 방식을 사용하였다. 그러나 능동형 방식에서 야기될 수 있는 운전원 실수 및 펌프의 오작동 등을 방지하기 위해 최근 피동형 방식으로 설계가 변경되는 추세이다. An auxiliary water supply system of a conventional nuclear power plant uses an active type. However, in order to prevent operator mistakes and malfunctions of pumps that may be caused in the active type, the design tends to be changed to the passive type recently.

피동형 보조급수계통은 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 증기발생기에서 발생된 증기를 응축기에서 응축시킨 후 증기발생기로 환수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 전원 및 운전원의 조치없이 원자로의 과열을 방지할 수 있는 장점이 있다.The passive auxiliary water supply system does not have a separate active means such as a pump, and condenses the steam generated in the steam generator by natural convection in the condenser and returns it to the steam generator to cool the reactor. In the event of a nuclear power plant accident, power and operator It has the advantage of being able to prevent overheating of the nuclear reactor without any action.

그러나 이와 같은 피동형 보조급수계통은 다음과 같은 문제점이 있다. 원자력발전소 정상운전시 피동형 보조급수계통은 보조급수기동밸브가 닫힌 상태로 유지되므로 열교환기와 밸브 사이에 응축된 물은 대기에 노출되어 있다. However, such a passive auxiliary water supply system has the following problems. During normal operation of the nuclear power plant, the passive auxiliary water supply system maintains the auxiliary water supply start valve closed, so the condensed water between the heat exchanger and the valve is exposed to the atmosphere.

이와 같이 응축된 물은 대기에 노출됨에 따라 온도가 상대적으로 낮으며, 배관의 길이가 길기 때문에 고유량의 급수가 증기발생기로 한번에 공급될 수 있다. 피동형 보조급수계통의 보조급수기동밸브 개방 초기에 저온의 고유량 급수가 한번에 증기발생기로 공급되면, 원자로냉각재계통에 과냉각이 발생할 수 있으며, 이로 인해 불필요한 안전주입이 발생하는 문제점이 있다. The temperature of the condensed water is relatively low as it is exposed to the atmosphere, and since the length of the pipe is long, the high-flow water supply can be supplied to the steam generator at once. If low-temperature, high-flow feedwater is supplied to the steam generator at once at the initial stage of opening the auxiliary feedwater start valve of the passive auxiliary feedwater system, supercooling may occur in the reactor coolant system, resulting in unnecessary safety injection.

본 발명은 상술한 문제점을 해결하기 위한 것으로, 더욱 상세하게는 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다. The present invention is to solve the above-described problems, and more specifically, by separating the auxiliary feed water start valve into a low flow start valve and a high flow start valve, the low-temperature feed water is excessively supplied to the steam generator at the initial stage of opening of the auxiliary feed water start valve. The present invention relates to a passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device capable of preventing a reactor coolant system from being overcooled by being supplied in a controlled manner.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 증기를 발생시키는 증기발생기; 상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관; 상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기; 상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관; 상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관; 상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크; 상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관; 상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며, 상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함하는 것을 특징으로 하는 것이다.A passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems includes a steam generator for generating steam; Main engine for supplying steam from the steam generator to the turbine side; a heat exchanger for condensing the steam while exchanging heat with cooling water from the steam passing through the turbine; a main water supply pipe for recovering water condensed in the heat exchanger to the steam generator; Steam supply pipe branching from the chief complaint engine; a passive condensation tank connected to the steam supply pipe and capable of condensing steam into water through heat exchange of a condenser; a water supply pipe connecting the passive condensation tank and the main water supply pipe and moving the water condensed in the passive condensation tank to the main water supply pipe; and an auxiliary water supply start valve capable of opening and closing the water supply pipe, wherein the auxiliary water supply start valve includes a low flow start valve and a high flow start valve.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브는 상기 고유량기동밸브 보다 상기 주급수관에 가깝게 설치되며, 상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열릴 수 있다. The low flow start valve of the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems is installed closer to the main water supply pipe than the high flow start valve, and the low flow start valve After is opened, the high flow start valve may be opened.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브와 상기 피동응축탱크 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 일 수 있다. The capacity for storing the flow rate between the low flow start valve and the high flow start valve of the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention to solve the above problems is the high flow start valve The flow rate between the and the driven condensation tank may be 20 to 30% of the storage capacity.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브는 병렬로 설치되며, 상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열릴 수 있다. The low flow start valve and the high flow start valve of the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems are installed in parallel, and after the low flow start valve is opened , the high flow start valve can be opened.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 저유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 일 수 있다. The flow coefficient (Cv: Flow Coefficient) value of the low flow start valve of the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems is the flow coefficient of the high flow start valve (Cv: Flow Coefficient) may be 20 to 30% of the value.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 고유량기동밸브와 상기 저유량기동밸브의 개폐를 조절하는 시간 지연부를 더 포함하며, 상기 시간 지연부는, 상기 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브를 열리게 할 수 있다. The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems further includes a time delay unit for controlling the opening and closing of the high-flow start-up valve and the low-flow start-up valve, The delay unit may open the high flow start valve after a specified time period after opening the low flow start valve.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 증기발생기의 수위를 감지하는 수위 감지부와, 상기 수위 감지부에서 감지된 상기 증기발생기의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브에 작동 신호를 송신하는 수위 비교부를 포함할 수 있다.The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention for solving the above problems is a water level detecting unit for detecting the water level of the steam generator, and the water level of the steam generator detected by the water level detecting unit It may include a water level comparison unit for comparing a predetermined water level with a predetermined water level and transmitting an operation signal to the low flow actuation valve.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템의 상기 급수 공급관에는, 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비될 수 있다. In order to solve the above problems, a backflow prevention unit capable of preventing the backflow of condensed water may be provided in the water supply pipe of the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device of the present invention.

본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리하고, 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 시간 지연부를 통해 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 장점이 있다. The present invention relates to a passive auxiliary feed water supply system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device, wherein the auxiliary feed water start valve is separated into a low flow start valve and a high flow start valve, and after opening the low flow start valve, the time delay As the high-flow start-up valve is opened after a specified time through the part, there is an advantage in preventing the reactor coolant system from being overcooled due to an excessive supply of low-temperature feedwater to the steam generator at the initial stage of opening the auxiliary feedwater start-up valve.

본 발명은 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지함에 따라 안전주입의 불필요한 발생을 방지할 수 있으며, 이를 통해 원자로냉각재계통의 기기 건전성을 유지할 수 있는 장점이 있다. The present invention can prevent unnecessary safety injection by preventing the reactor coolant system from overcooling, and has the advantage of maintaining the integrity of the equipment of the reactor coolant system through this.

도 1은 능동형 보조급수계통의 과냉각 방지 방법을 나타내는 도면이다.
도 2는 본 발명의 실시 예에 따라 원자로 정상 운전시 증기 및 응축된 물의 이동을 나타내는 도면이다.
도 3은 본 발명의 실시 예에 따라 원자로 운전 중단시 증기 및 응축된 물의 이동을 나타내는 도면이다.
도 4는 본 발명의 다른 실시 예에 따라 저유량기동밸브와 고유량기동밸브가 병렬로 배치된 것을 나타내는 도면이다.
도 5는 본 발명의 실시 예에 따른 시간 지연부를 통해 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 하는 것을 나타내는 도면이다. 1 is a view showing a method for preventing supercooling of an active auxiliary water supply system.
2 is a diagram showing the movement of steam and condensed water during normal operation of a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention.
3 is a diagram showing the movement of steam and condensed water when operation of a nuclear reactor is stopped according to an embodiment of the present invention.
4 is a view showing that a low flow start valve and a high flow start valve are arranged in parallel according to another embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a view showing opening a high flow start valve after a specified period of time after opening a low flow start valve through a time delay unit according to an embodiment of the present invention.

본 명세서는 본 발명의 권리범위를 명확히 하고, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 본 발명을 실시할 수 있도록, 본 발명의 원리를 설명하고, 실시 예들을 개시한다. 개시된 실시 예들은 다양한 형태로 구현될 수 있다.This specification clarifies the scope of the present invention, explains the principles of the present invention, and discloses embodiments so that those skilled in the art can practice the present invention. The disclosed embodiments may be implemented in various forms.

본 발명의 다양한 실시 예에서 사용될 수 있는 "포함한다" 또는 "포함할 수 있다" 등의 표현은 발명(disclosure)된 해당 기능, 동작 또는 구성요소 등의 존재를 가리키며, 추가적인 하나 이상의 기능, 동작 또는 구성요소 등을 제한하지 않는다. 또한, 본 발명의 다양한 실시예에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.Expressions such as “include” or “may include” that may be used in various embodiments of the present invention indicate the existence of a function, operation, or component that has been disclosed, and may include one or more additional functions, operations, or components. components, etc. are not limited. In addition, in various embodiments of the present invention, terms such as "comprise" or "having" are intended to designate that there are features, numbers, steps, operations, components, parts, or combinations thereof described in the specification, It should be understood that it does not preclude the possibility of the presence or addition of one or more other features, numbers, steps, operations, components, parts, or combinations thereof.

어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어, 결합되어" 있다고 언급된 때에는, 상기 어떤 구성요소가 상기 다른 구성요소에 직접적으로 연결 또는 결합되어 있을 수도 있지만, 상기 어떤 구성요소와 상기 다른 구성요소 사이에 새로운 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 결합되어" 있다고 언급된 때에는, 상기 어떤 구성요소와 상기 다른 구성요소 사이에 새로운 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해될 수 있어야 할 것이다.When an element is referred to as being "connected or coupled" to another element, the element may be directly connected or coupled to the other element, but there is a gap between the element and the other element. It should be understood that other new components may exist in On the other hand, when an element is referred to as being “directly connected” or “directly coupled” to another element, it will be understood that no new element exists between the element and the other element. should be able to

본 명세서에서 사용되는 제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 구성요소들은 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다. Terms such as first and second used in this specification may be used to describe various components, but the components should not be limited by the terms. Terms are only used to distinguish one component from another.

본 발명은 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것으로, 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 관한 것이다. 이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시 예를 상세하게 설명하기로 한다. The present invention relates to a passive auxiliary water feed system system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device. It relates to a passive auxiliary water feed system system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device capable of preventing a reactor coolant system from being overcooled due to excessive supply of a steam generator. Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

도 1은 능동형 보조급수계통을 나타내는 것이다. 도 1을 참조하면, 능동형 보조급수계통은 수위 감지부(10)에서 증기발생기의 수위를 감지하고, 수위 비교부(20)를 통해 지정된 수위에 도달시 발전소보호계통에 의해 보조급수작동신호를 발생시킨다. 1 shows an active auxiliary water supply system. Referring to FIG. 1, the active auxiliary water supply system detects the water level of the steam generator in the water level detection unit 10, and generates an auxiliary water supply operation signal by the power plant protection system when the water level reaches the designated water level through the water level comparison unit 20. let it

구체적으로, 수위 감지부(10)에서 증기발생기의 수위를 감지하고, 수위 비교부(20)에서 증기발생기의 저-저 수위 설정치 (약 25%)와 비교하여 설정치보다 낮을 경우 보조급수조절밸브(30)에 작동 신호를 전달한다. 보조급수조절밸브 작동부에서는 증기발생기 수위 비교부(20)에서 작동 신호가 발생할 경우 보조급수조절밸브(30)를 제어하여 증기발생기의 수위를 약 30%로 제어하게 된다. Specifically, the water level detection unit 10 detects the water level of the steam generator, and the water level comparison unit 20 compares it with the low-low water level setting value (about 25%) of the steam generator, and when it is lower than the set value, the auxiliary water supply control valve ( 30) to transmit an operation signal. The auxiliary water supply control valve operation unit controls the water level of the steam generator to about 30% by controlling the auxiliary water supply control valve 30 when an operation signal is generated from the steam generator level comparison unit 20.

고수위 비교부(40)는 수위 감지부(10)에서 증기발생기 수위 신호를 입력받고, 증기발생기의 수위가 지정된 수위보다 높으면(약 40% 이상이면) 작동 신호를 발생시켜 보조급수격리밸브 작동부를 통해 보조급수격리밸브(50)를 닫게 된다. The high level comparison unit 40 receives the steam generator level signal from the water level detection unit 10, and generates an operation signal when the level of the steam generator is higher than the designated level (about 40% or more) through the auxiliary water supply isolation valve operating unit. The auxiliary water supply isolation valve 50 is closed.

이와 같은 방법을 통해 능동형 보조급수계통은 증기발생기에서 과냉각이 발생하는 것을 방지할 수 있으나, 피동형 보조급수계통은 보조급수기동밸브 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지하기 어려운 문제점이 있다. Through this method, the active auxiliary feedwater system can prevent supercooling from occurring in the steam generator, but the passive auxiliary feedwater system can cause the reactor coolant system to be damaged due to excessive supply of low-temperature feedwater to the steam generator at the initial stage of opening the auxiliary feedwater start valve. There is a problem in that it is difficult to prevent supercooling.

본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 이를 해결하기 위해 창출된 것으로, 증기발생기(110), 주증기관(120), 열교환기(122), 주급수관(130), 증기 공급관(140), 피동응축탱크(150), 급수 공급관(160), 보조급수기동밸브(170)를 포함한다. The passive auxiliary auxiliary water supply system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention was created to solve this problem, steam generator 110, main steam engine 120, heat exchanger 122, main water supply pipe 130, a steam supply pipe 140, a driven condensation tank 150, a water supply pipe 160, and an auxiliary water supply start valve 170.

상기 증기발생기(110)는 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 것으로, 상기 증기발생기(110)에서 발생한 증기는 터빈(121)으로 공급될 수 있다. 상기 주증기관(120)은 상기 증기발생기(110)의 증기를 터빈(121)으로 공급하는 관일 수 있으며, 상기 증기발생기(110)의 증기는 상기 주증기관(120)을 지나서 상기 터빈(121)으로 이동된다. The steam generator 110 generates steam by heat of a nuclear reactor, and the steam generated in the steam generator 110 may be supplied to the turbine 121 . The chief complaint engine 120 may be a pipe for supplying steam from the steam generator 110 to the turbine 121, and the steam of the steam generator 110 passes through the chief complaint engine 120 to the turbine 121. are moved

상기 열교환기(122)는 상기 터빈(121)을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 것이다. 상기 열교환기(122)에서 응축된 물은 상기 주급수관(130)을 통해 상기 증기발생기(110)로 회수될 수 있다. The heat exchanger 122 condenses the steam while heat-exchanging the steam that has passed through the turbine 121 with cooling water. Water condensed in the heat exchanger 122 may be returned to the steam generator 110 through the main water supply pipe 130 .

도 2를 참조하면, 원자로 정상 운전시에는, 상기 증기발생기(110)에서 발생한 증기 및 상기 열교환기(122)에서 응축된 물은, 상기 증기발생기(110)-상기 주증기관(120)-상기 터빈(121)-상기 열교환기(122)-상기 주급수관(130)-상기 증기발생기(110)의 순서로 이동하게 된다. Referring to FIG. 2, during normal operation of the nuclear reactor, the steam generated from the steam generator 110 and the water condensed in the heat exchanger 122 are separated from the steam generator 110 - the main steam engine 120 - the turbine 121 - the heat exchanger 122 - the main water supply pipe 130 - the steam generator 110 are moved in this order.

그러나 원자로 운전 중단시에는, 상기 주증기관(120)에서 상기 터빈(121)으로의 증기 공급이 차단될 수 있다. However, when the operation of the nuclear reactor is stopped, steam supply from the main combustion engine 120 to the turbine 121 may be cut off.

상기 증기 공급관(140)은 상기 주증기관(120)에서 분기되는 관으로, 상기 증기발생기(110)에서 발생된 증기는 상기 증기 공급관(140)을 통해 피동응축탱크(150)에 공급된다. The steam supply pipe 140 is a pipe branched from the main combustion engine 120, and the steam generated in the steam generator 110 is supplied to the passive condensation tank 150 through the steam supply pipe 140.

상기 피동응축탱크(150)는 상기 증기 공급관(140)과 연결되는 것으로, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 것이다. 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물은 상기 보조급수기동밸브(170)와 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 주급수관(130)으로 합류되면서 상기 증기발생기(110)로 회수된다. The passive condensation tank 150 is connected to the steam supply pipe 140 and can condense steam into water through heat exchange of the condenser. The water condensed in the passive condensation tank 150 is returned to the steam generator 110 while being joined to the main water supply pipe 130 through the auxiliary feed water start valve 170 and the water supply pipe 160.

상기 급수 공급관(160)은 상기 피동응축탱크(150)와 상기 주급수관(130)을 연결시키는 관으로, 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 피동응축탱크에서 응축된 물은 상기 주급수관(130)으로 이동된다. The water supply pipe 160 is a pipe connecting the passive condensation tank 150 and the main water supply pipe 130, and the water condensed in the passive condensation tank through the water supply pipe 160 is transferred to the main water supply pipe 130. is moved to

상기 보조급수기동밸브(170)는 상기 급수 공급관(160)으로 물을 이동시키기 위해 구비되는 것으로, 상기 보조급수기동밸브(170)를 열고 닫음에 따라 상기 급수 공급관(160)으로 물이 이동될 수 있다. 상기 보조급수기동밸브(170)를 열고 닫음에 따라 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물이 상기 급수 공급관(160)을 지나서 상기 주급수관(130)으로 이동될 수 있다. The auxiliary water supply start valve 170 is provided to move water to the water supply pipe 160, and as the auxiliary water supply start valve 170 is opened and closed, water can be moved to the water supply pipe 160. there is. As the auxiliary water supply start valve 170 is opened and closed, water condensed in the driven condensation tank 150 may pass through the water supply pipe 160 and be moved to the main water supply pipe 130 .

조금 더 구체적으로, 도 2와 같이 원자로 정상 운전시에는 상기 보조급수기동밸브(170)가 닫혀 있으며, 도 3과 같이 원자로 운전 중단되고, 상기 증기발생기(110) 수위가 보조급수 공급 설정치(약 25%) 이하로 감소할 경우, 상기 보조급수기동밸브(170)가 열리면서, 상기 피동응축탱크(150)에서 응축된 물은 상기 급수 공급관(160)을 통해 상기 주급수관(130)으로 공급된다. 상기 주급수관(130)으로 공급된 응축된 물은 상기 증기발생기(110)로 회수된다. More specifically, as shown in FIG. 2, during normal operation of the reactor, the auxiliary water supply start valve 170 is closed, and as shown in FIG. %), the auxiliary water supply start valve 170 opens, and the water condensed in the passive condensation tank 150 is supplied to the main water supply pipe 130 through the water supply pipe 160. The condensed water supplied to the main water supply pipe 130 is returned to the steam generator 110.

이와 같이 본 발명의 실시 예에 따른 피동형 보조급수계통은, 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 상기 증기발생기(110)에서 발생된 증기를 상기 피동응축탱크(150)의 응축기에서 응축시킨 후 상기 증기발생기(110)로 회수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 전원 및 운전원의 조치없이 원자로의 과열을 방지할 수 있게 된다. As described above, the passive auxiliary water supply system according to an embodiment of the present invention does not include a separate active means such as a pump, and transfers the steam generated from the steam generator 110 to the passive condensation tank 150 by natural convection. After being condensed in the condenser, the steam generator 110 is recovered to cool the reactor, thereby preventing overheating of the reactor in the event of a nuclear power plant accident without power and operator action.

그러나 원자력발전소 정상운전시 상기 보조급수기동밸브(170)가 닫힌 상태로 유지되므로, 상기 피동응축탱크(150)와 상기 보조급수기동밸브(170) 사이에서 응축된 물이 대기에 노출되어 온도가 상대적으로 낮게 된다. However, since the auxiliary feed water start valve 170 remains closed during normal operation of the nuclear power plant, the water condensed between the passive condensation tank 150 and the auxiliary feed water start valve 170 is exposed to the atmosphere and the temperature is relatively low. lower to

또한, 상기 피동응축탱크(150)와 상기 보조급수기동밸브(170) 사이의 배관의 길이가 길기 때문에, 상기 보조급수기동밸브(170)가 열리게 되면, 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 저온의 고유량 급수가 공급될 수 있다.In addition, since the length of the pipe between the driven condensation tank 150 and the auxiliary water feed start valve 170 is long, when the auxiliary feed water start valve 170 is opened, the main water supply pipe 130 and the steam generator ( 110) may be supplied with low-temperature, high-flow water.

상기 보조급수기동밸브(170) 개방 초기에 저온의 고유량 급수가 상기 증기발생기(110)에 공급되면, 원자로냉각재계통의 과냉각으로 인해 불필요한 안전주입이 발생할 수 있다. 따라서, 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지하기 위해, 피동형 보조급수계통 시스템에서 공급되는 초기 급수 유량을 제한할 필요가 있다. When the low-temperature, high-flow feedwater is supplied to the steam generator 110 at the initial stage of opening the auxiliary feedwater start valve 170, unnecessary safety injection may occur due to overcooling of the reactor coolant system. Therefore, in order to prevent overcooling of the reactor coolant system, it is necessary to limit the initial feed water flow rate supplied from the passive auxiliary feed water system.

본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 보조급수의 과잉공급으로 인한 원자로냉각재계통의 과냉각에 따라서 안전주입계통이 작동하는 것을 방지하기 위해 창출된 것이다. (여기서, 안전주입계통은 원자로냉각재상실사고시 원자로 노심의 노출을 방지하고 붕산수의 주입으로 원자로의 반응도를 제어하는 기능과 사고로 인하여 원자로에서 생성된 열을 직접 냉각하는 기능을 수행한다.)The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention is created to prevent the safety injection system from operating according to the overcooling of the reactor coolant system due to the oversupply of auxiliary water supply. . (Here, the safety injection system prevents exposure of the reactor core in case of a loss of reactor coolant accident, controls the reactivity of the reactor by injecting boric acid water, and directly cools the heat generated in the reactor due to the accident.)

본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 이와 같은 문제점을 해결하기 위해, 저유량기동밸브(171)와 고유량기동밸브(172)를 사용할 수 있다. 구체적으로, 상기 보조급수기동밸브(170)는 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)를 포함할 수 있다. The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention may use a low flow start valve 171 and a high flow start valve 172 to solve this problem. Specifically, the auxiliary water supply start valve 170 may include the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 .

상기 저유량기동밸브(171)는 상기 고유량기동밸브(172) 보다 상기 주급수관(130)에 가깝게 설치되는 것으로, 상기 저유량기동밸브(171)가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브(172)가 열리게 된다. The low flow start valve 171 is installed closer to the main water supply pipe 130 than the high flow start valve 172, and after the low flow start valve 171 is opened, the high flow start valve 172 will open

구체적으로, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 저유량기동밸브(171)의 개폐를 조절하는 시간 지연부(180)를 더 포함하며, 상기 시간 지연부(180)를 통해 상기 저유량기동밸브(171)를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브(172)를 열리게 할 수 있게 된다. Specifically, in the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention, the time delay for controlling the opening and closing of the high flow start valve 172 and the low flow start valve 171 It further includes a part 180, and after opening the low flow start valve 171 through the time delay part 180, it is possible to open the high flow start valve 172 after a designated period of time.

이와 같이 상기 저유량기동밸브(171)가 먼저 열리게 되면, 상기 보조급수기동밸브(170)에 의해 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 공급되는 저온의 초기 급수유량을 제한할 수 있게 된다. In this way, when the low-flow start valve 171 is first opened, the initial flow rate of low-temperature water supplied to the main water supply pipe 130 and the steam generator 110 can be limited by the auxiliary water supply start valve 170. there will be

즉, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 보조급수기동밸브(170)를 상기 저유량기동밸브(171) 및 상기 고유량기동밸브(172) 2대로 분리함에 따라 초기 급수유량을 제한할 수 있는 것으로, 상기 증기발생기(110)가 저-저 수위 설정치 도달 시, 상기 저유량기동밸브(171)를 우선 개방하고, 지연시간이 경과한 후 상기 고유량기동밸브(172)를 개방하게 된다. That is, in the passive auxiliary feed water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention, the auxiliary feed water start valve 170 is connected to the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 It is possible to limit the initial water supply flow rate by separating the two units, and when the steam generator 110 reaches the low-low water level setting value, the low-flow start valve 171 is first opened, and after the delay time elapses, the The high flow start valve 172 is opened.

이를 통해 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다. Through this, the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention can prevent supercooling of the reactor coolant system.

본 발명의 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 일 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the capacity for storing the flow rate between the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 is the high flow start valve 172 and the driven condensation tank 150 In between, the flow rate may be 20 to 30% of the capacity to be stored.

상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치에 도달하면, 상기 저유량기동밸브(171)가 개방됨에 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 공급될 수 있다. When the water level of the steam generator 110 reaches the low-low water level setting value, the low-flow start valve 171 is opened and the flow rate stored between the low-flow start valve 171 and the high-flow start valve 172 is opened. this can be supplied.

즉, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 초기 급수유량이 될 수 있다. 이때, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이의 유량에 비해 높으면(30% 보다 높으며), 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지하기 어려운 문제점이 있다. That is, the flow rate stored between the low flow rate start valve 171 and the high flow rate start valve 172 may be the initial water supply flow rate. At this time, if the flow rate stored between the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 is higher than the flow rate between the high flow start valve 172 and the driven condensation tank 150 (more than 30%) high), and it is difficult to prevent overcooling of the reactor coolant system.

반대로, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에 저장된 유량이 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이의 유량에 비해 낮으면(20% 보다 낮으면) 급수의 효과가 미미해질 수 있다. Conversely, when the flow rate stored between the low flow rate start valve 171 and the high flow rate start valve 172 is lower than the flow rate between the high flow rate start valve 172 and the driven condensation tank 150 (20%) If it is lower), the effect of water supply may be insignificant.

따라서, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량은, 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량의 20 내지 30% 인 것이 좋다. Therefore, the capacity for storing the flow rate between the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 is the amount of flow stored between the high flow start valve 172 and the driven condensation tank 150. It is preferably 20 to 30% of the capacity.

다만, 이에 한정되는 것은 아니며, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172) 사이에서 유량이 저장되는 용량과 상기 고유량기동밸브(172)와 상기 피동응축탱크(150) 사이에서 유량이 저장되는 용량은 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 결정될 수 있다. However, it is not limited thereto, and between the capacity for storing the flow rate between the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 and between the high flow start valve 172 and the driven condensation tank 150 The capacity in which the flow rate is stored in may be determined according to the delay time during which safe injection does not occur.

일반적으로 설계기준사고시 운전원 조치시간인 30분 이내에 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 상기 저유량기동밸브(171) 용량이 결정되며, 지연시간이 길어지면서 상기 저유량기동밸브(171) 용량이 적을수록 안전주입계통이 주입되는 시간은 지연된다.In general, the capacity of the low-flow start valve 171 is determined according to the delay time at which safety injection does not occur within 30 minutes, which is the operator's action time in the event of a design basis accident. As the delay time increases, the capacity of the low-flow start valve 171 increases. The smaller the number, the longer the injection time of the safety injection system is.

본 발명의 다른 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)는 병렬로 설치될 수도 있다. 도 4를 참조하면, 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)가 병렬로 설치되면서, 상기 저유량기동밸브(171)가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브(172)가 열릴 수도 있다.According to another embodiment of the present invention, the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 may be installed in parallel. Referring to FIG. 4 , while the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 are installed in parallel, after the low flow start valve 171 is opened, the high flow start valve 172 may be open

상기 저유량기동밸브(171)와 상기 고유량기동밸브(172)가 병렬로 설치되는 경우에도, 상기 시간 지연부(180)를 통해 상기 저유량기동밸브(171)를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브(172)를 열리게 할 수 있게 된다. Even when the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 are installed in parallel, after the low flow start valve 171 is opened through the time delay unit 180, after a specified time The high flow start valve 172 can be opened.

이와 같이 상기 저유량기동밸브(171)가 먼저 열리게 되면, 상기 보조급수기동밸브(170)에 의해 상기 주급수관(130)과 상기 증기발생기(110)에 공급되는 저온의 초기 급수유량을 제한할 수 있게 된다. In this way, when the low-flow start valve 171 is first opened, the initial flow rate of low-temperature water supplied to the main water supply pipe 130 and the steam generator 110 can be limited by the auxiliary water supply start valve 170. there will be

즉, 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 상기 보조급수기동밸브(170)를 병렬의 형태로 상기 저유량기동밸브(171) 및 상기 고유량기동밸브(172)로 분리함에 따라 초기 급수유량을 제한할 수 있는 것으로, 상기 증기발생기(110)가 저-저 수위 설정치 도달 시, 상기 저유량기동밸브(171)를 우선 개방하고, 지연시간이 경과한 후 상기 고유량기동밸브(172)를 개방하게 된다. That is, in the passive auxiliary water feed system system of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention, the auxiliary feed water start valve 170 is separated into the low flow start valve 171 and the high flow start valve 172 in parallel. Accordingly, it is possible to limit the initial feed water flow rate, and when the steam generator 110 reaches the low-low water level setting value, the low-flow start valve 171 is first opened, and after the delay time elapses, the high-flow start This will open valve 172.

이를 통해 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각제계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다. Through this, the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention can prevent overcooling of a reactor coolant system.

본 발명의 실시 예에 따르면, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 일 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the flow coefficient (Cv: Flow Coefficient) value of the low flow start valve 171 is 20 to 30 of the flow coefficient (Cv: Flow Coefficient) value of the high flow start valve 172 % can be

상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치에 도달하면, 상기 저유량기동밸브(171)을 통해 유량이 공급될 수 있으며, 상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 유량이 초기 급수유량이 될 수 있다. When the water level of the steam generator 110 reaches the low-low water level setting value, the flow rate may be supplied through the low flow rate start valve 171, and the flow rate supplied through the low flow rate start valve 171 is the initial water supply can be

상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 초기 급수유량이 상기 고유량기동밸브(172)를 통해 공급되는 유량에 비해 너무 높으면, 원자로냉각제계통의 과냉각을 방지하기 어려운 문제점이 있다. 반대로, 상기 저유량기동밸브(171)를 통해 공급되는 초기 급수유량이 기 고유량기동밸브(172)를 통해 공급되는 유량에 너무 낮으면, 급수의 효과가 미미해질 수 있다. If the initial feed water flow rate supplied through the low flow rate start valve 171 is too high compared to the flow rate supplied through the high flow rate start valve 172, it is difficult to prevent overcooling of the reactor coolant system. Conversely, if the initial water supply flow rate supplied through the low-flow start valve 171 is too low compared to the flow rate supplied through the high-flow start valve 172, the effect of supplying water may be insignificant.

따라서, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 인 것이 좋다. Therefore, it is preferable that the flow coefficient (Cv) value of the low flow start valve 171 is 20 to 30% of the flow coefficient (Cv) value of the high flow start valve 172.

다만, 이에 한정되는 것은 아니며, 상기 저유량기동밸브(171)의 유량계수와 상기 고유량기동밸브(172)의 유량계수는 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 결정될 수 있다. However, it is not limited thereto, and the flow coefficient of the low flow start valve 171 and the flow coefficient of the high flow start valve 172 may be determined according to the delay time during which safe injection does not occur.

일반적으로 설계기준사고시 운전원 조치시간인 30분 이내에 안전주입이 발생되지 않는 지연시간에 따라 상기 저유량기동밸브(171) 유량계수가 결정되며, 지연시간이 길어지면서 상기 저유량기동밸브(171) 유량계수가 작을수록 안전주입계통이 주입되는 시간은 지연된다.In general, the flow coefficient of the low flow start valve 171 is determined according to the delay time at which safety injection does not occur within 30 minutes, which is the operator action time in the event of a design basis accident. As the delay time increases, the flow coefficient of the low flow start valve 171 The smaller the value, the longer the injection time of the safety injection system is.

도 5를 참조하면, 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 수위 감지부(191)와 수위 비교부(192)를 더 포함할 수 있다. 상기 수위 감지부(191)는 상기 증기발생기(110)의 수위를 감지하는 것이다.Referring to FIG. 5 , the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention may further include a water level sensor 191 and a water level comparator 192 . The water level detection unit 191 detects the water level of the steam generator 110.

상기 수위 비교부(192)는 상기 수위 감지부(191)에서 감지된 상기 증기발생기(110)의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브(171)에 작동 신호를 송신하는 것이다. The water level comparison unit 192 compares the water level of the steam generator 110 detected by the water level detection unit 191 with a predetermined water level, and transmits an operation signal to the low flow start valve 171.

상기 수위 감지부(191)에서 상기 증기발생기(110)의 수위 신호를 입력 받아, 상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치(약 25%) 보다 낮을 경우, 상기 수위 비교부(192)는 상기 저유량기동밸브(171)와 상기 시간 지연부(180)에 신호를 송신한다. When the water level sensor 191 receives the water level signal of the steam generator 110 and the water level of the steam generator 110 is lower than the low-low water level setting value (about 25%), the water level comparison unit 192 ) transmits a signal to the low flow start valve 171 and the time delay unit 180.

상기 신호가 송신되면, 상기 저유량기동밸브(171)가 개방되면서 상기 증기발생기(110)에 급수유량이 공급된다. 상기 시간 지연부(180)는 상기 저유량기동밸브(171)가 개방된 이후, 지정된 시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)가 개방되는 것을 지연시킴에 따라, 원자로냉각재계통에 과냉각이 발생하는 것을 방지하게 된다. When the signal is transmitted, the low-flow start valve 171 is opened and the water supply flow rate is supplied to the steam generator 110 . The time delay unit 180 delays the opening of the high flow start valve 172 for a specified time after the low flow start valve 171 is opened, thereby preventing supercooling from occurring in the reactor coolant system. will prevent

구체적으로, 상기 수위 비교부(192)에서 신호가 발생하면, 상기 시간 지연부(180)는 일정시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)에 폐쇄 신호(Off 신호)를 제공하고, 일정 지연시간이 경과한 후에 개방 신호(On 신호)를 제공하여 상기 고유량기동밸브(172)를 개방할 수 있다. 일정 지연시간이 경과하면, 상기 고유량기동밸브(172)가 개방되기 시작하여, 상기 저유량기동밸브(171)와 함께 상기 증기발생기(110)에 급수를 공급하게 된다. Specifically, when a signal is generated from the water level comparator 192, the time delay unit 180 provides a closing signal (Off signal) to the high flow start valve 172 for a predetermined time, and a predetermined delay time After the passage of time, the high flow start valve 172 may be opened by providing an open signal (On signal). When a predetermined delay time elapses, the high flow start valve 172 starts to open, and water is supplied to the steam generator 110 together with the low flow start valve 171 .

이와 같이 상기 증기발생기(110)의 수위가 저-저 수위 설정치 도달 후 일정 지연시간 동안 상기 고유량기동밸브(172)는 닫혀있고, 상기 저유량기동밸브(171)로만 급수를 공급하기 때문에 원자로냉각재계통의 과냉각을 방지할 수 있게 된다. As described above, since the high flow start valve 172 is closed for a predetermined delay time after the water level of the steam generator 110 reaches the low-low level set point, and water is supplied only to the low flow start valve 171, the reactor coolant This prevents overcooling of the system.

본 발명의 실시 예에 따른 상기 급수 공급관(160)에는 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비될 수도 있다. 상기 역류 방지부는, 응축된 물이 상기 주급수관(130)으로 공급되지 않고 역류하는 것을 방지하는 것이다. The water supply pipe 160 according to an embodiment of the present invention may be provided with a backflow preventer capable of preventing the backflow of condensed water. The reverse flow prevention unit prevents condensed water from flowing backward without being supplied to the main water supply pipe 130 .

상술한 본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 다음과 같은 효과가 있다. The passive auxiliary water supply system system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention described above has the following effects.

본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 보조급수기동밸브를 저유량기동밸브 및 고유량기동밸브로 분리하고, 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 시간 지연부를 통해 지정된 시간 후에 고유량기동밸브를 열리게 함에 따라 보조급수기동밸브의 개방 초기에 저온의 급수가 증기발생기에 과다하게 공급되어 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지할 수 있는 장점이 있다. In the passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using the supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention, after separating the auxiliary water supply start valve into a low flow start valve and a high flow start valve, and opening the low flow start valve, the time As the high-flow start-up valve is opened after a specified time through the delay unit, it is possible to prevent overcooling of the reactor coolant system due to excessive supply of low-temperature feedwater to the steam generator at the initial stage of opening of the auxiliary feedwater start-up valve.

본 발명의 실시 예에 따른 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템은 원자로냉각재계통이 과냉각되는 것을 방지함에 따라 안전주입의 불필요한 발생을 방지할 수 있으며, 이를 통해 원자로냉각재계통의 기기 건전성을 유지할 수 있는 장점이 있다. The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device according to an embodiment of the present invention prevents the reactor coolant system from being supercooled, thereby preventing unnecessary safety injection, thereby preventing the reactor coolant system from being supercooled. It has the advantage of maintaining integrity.

이와 같이 본 발명은 도면에 도시된 일 실시예를 참고로 하여 설명하였으나, 이는 예시적인 것에 불과하며 당해 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 실시예의 변형이 가능하다는 점을 이해할 것이다. 따라서 본 발명의 진정한 기술적 보호 범위는 첨부된 특허청구범위의 기술적 사상에 의하여 정해져야 할 것이다.As such, the present invention has been described with reference to an embodiment shown in the drawings, but this is merely exemplary, and those skilled in the art will understand that various modifications and variations of the embodiment are possible therefrom. . Therefore, the true technical protection scope of the present invention should be determined by the technical spirit of the appended claims.

110...증기발생기 120...주증기관
121...터빈 122...열교환기
130...주급수관 140...증기 공급관
150...피동응축탱크 160...급수 공급관
170...보조급수기동밸브 171...저유량기동밸브
172...고유량기동밸브 180...시간 지연부
191...수위 감지부 192...수위 비교부 110 ... steam generator 120 ... main steam engine
121 ... turbine 122 ... heat exchanger
130 ... main water supply pipe 140 ... steam supply pipe
150 ... driven condensation tank 160 ... water supply pipe
170 ... auxiliary water supply start valve 171 ... low flow start valve
172... high flow start valve 180... time delay part
191 ... water level detection unit 192 ... water level comparison unit

Claims (8)

과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템에 있어서,
증기를 발생시키는 증기발생기;
상기 증기발생기의 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관;
상기 터빈을 거친 증기를 냉각수와 열교환시키면서 증기를 응축시키는 열교환기;
상기 열교환기에서 응축된 물을 상기 증기발생기로 회수하는 주급수관;
상기 주증기관에서 분기되는 증기 공급관;
상기 증기 공급관과 연결되며, 응축기의 열교환을 통해 증기를 물로 응축시킬 수 있는 피동응축탱크;
상기 피동응축탱크와 상기 주급수관을 연결하며, 상기 피동응축탱크에서 응축된 물을 상기 주급수관으로 이동시키는 급수 공급관;
상기 급수 공급관을 개폐할 수 있는 보조급수기동밸브;를 포함하며,
상기 보조급수기동밸브는, 저유량기동밸브와 고유량기동밸브를 포함하며,
상기 저유량기동밸브와 상기 고유량기동밸브는 병렬로 설치되며,
상기 저유량기동밸브가 열린 이후, 상기 고유량기동밸브가 열리는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.In the passive auxiliary water supply system system of a nuclear power plant using an overcooling prevention device,
steam generator for generating steam;
Main engine for supplying steam from the steam generator to the turbine side;
a heat exchanger for condensing the steam while exchanging heat with cooling water from the steam passing through the turbine;
a main water supply pipe for recovering water condensed in the heat exchanger to the steam generator;
Steam supply pipe branching from the chief complaint engine;
a passive condensation tank connected to the steam supply pipe and capable of condensing steam into water through heat exchange of a condenser;
a water supply pipe connecting the passive condensation tank and the main water supply pipe and moving the water condensed in the passive condensation tank to the main water supply pipe;
Including; auxiliary water supply start valve capable of opening and closing the water supply pipe,
The auxiliary water supply start valve includes a low flow start valve and a high flow start valve,
The low flow start valve and the high flow start valve are installed in parallel,
A passive auxiliary water supply system system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device, characterized in that the high flow start valve is opened after the low flow start valve is opened. 삭제delete 삭제delete 삭제delete 제1항에 있어서,
상기 저유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값은, 상기 고유량기동밸브의 유량계수(Cv: Flow Coefficient) 값의 20 내지 30% 인 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.According to claim 1,
A nuclear power plant using a supercooling prevention device, characterized in that the flow coefficient (Cv) value of the low flow start valve is 20 to 30% of the flow coefficient (Cv) value of the high flow start valve. of passive auxiliary water supply system. 제1항에 있어서,
상기 고유량기동밸브와 상기 저유량기동밸브의 개폐를 조절하는 시간 지연부를 더 포함하며,
상기 시간 지연부는, 상기 저유량기동밸브를 열리게 한 이후, 지정된 시간 후에 상기 고유량기동밸브를 열리게 하는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.According to claim 1,
Further comprising a time delay unit for controlling the opening and closing of the high flow start valve and the low flow start valve,
The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device, characterized in that the time delay unit opens the high flow start valve after a designated time after opening the low flow start valve. 제1항에 있어서,
상기 증기발생기의 수위를 감지하는 수위 감지부와,
상기 수위 감지부에서 감지된 상기 증기발생기의 수위와 미리 지정된 수위를 비교하여, 상기 저유량기동밸브에 작동 신호를 송신하는 수위 비교부를 포함하는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.According to claim 1,
A water level sensor for detecting the water level of the steam generator;
A passive type of a nuclear power plant using a supercooling prevention device comprising a water level comparison unit for comparing the water level of the steam generator detected by the water level detection unit with a predetermined water level and transmitting an operation signal to the low flow start valve. Auxiliary water supply system. 제1항에 있어서,
상기 급수 공급관에는, 응축된 물의 역류를 방지할 수 있는 역류 방지부가 구비되는 것을 특징으로 하는 과냉각 방지 장치를 사용하는 원자력 발전소의 피동형 보조급수계통 시스템.
According to claim 1,
The passive auxiliary water supply system of a nuclear power plant using a supercooling prevention device, characterized in that the water supply pipe is provided with a backflow prevention unit capable of preventing the backflow of condensed water.
KR1020210027437A 2021-03-02 2021-03-02 Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus KR102550140B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020210027437A KR102550140B1 (en) 2021-03-02 2021-03-02 Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020210027437A KR102550140B1 (en) 2021-03-02 2021-03-02 Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20220123907A KR20220123907A (en) 2022-09-13
KR102550140B1 true KR102550140B1 (en) 2023-06-30

Family

ID=83286777

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020210027437A KR102550140B1 (en) 2021-03-02 2021-03-02 Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR102550140B1 (en)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101646731B1 (en) 2015-07-13 2016-08-09 중앙대학교 산학협력단 experiment apparatus for design of a condensation heat exchanger with vertical tube bundles

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
PT94594B (en) * 1989-07-11 1997-02-28 Warner Lambert Co PROCESS FOR THE PREPARATION OF COMPOSITIONS OF POLYMERIC BASE MIXTURES CONTAINING DESERATED FROST
KR20130099561A (en) * 2012-02-29 2013-09-06 한국수력원자력 주식회사 Emergency supplemental system for steam generator of pressurized water reactor
KR20140047452A (en) * 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 Coolant replenishment apparatus for passive auxiliary feedwater system of nuclear power plant

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101646731B1 (en) 2015-07-13 2016-08-09 중앙대학교 산학협력단 experiment apparatus for design of a condensation heat exchanger with vertical tube bundles

Also Published As

Publication number Publication date
KR20220123907A (en) 2022-09-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5202083A (en) Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
US5217682A (en) Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors
KR102550140B1 (en) Passive auxiliary feedwater supply system of nuclear power plant using overcooling prevention apparatus
KR20140040518A (en) Passive secondary condensation system for light water reactor equipped with water supplying system to steam generator in case of emergency against station blackout or defunctionalization of passive auxiliary feedwater system in nuclear power plant
KR100363574B1 (en) Method for controling of passive secondary condensing system in nuclear power plant
JP2023538045A (en) Reactor passive heat removal system
JP7228477B2 (en) Residual heat removal equipment, its operating method and residual heat removal method
JP2005172482A (en) Nuclear reactor water injection system
CN116534263B (en) Aircraft step heat dissipation device and control method
JP2005091291A (en) Super-critical pressure water cooled nuclear power plant
KR20220012510A (en) A cooling system and reactor cooling control method using unuseful water of passive auxiliary feedwater system
JP3044159B2 (en) High-speed standby operation device of fast reactor
KR20230112393A (en) System for coolant feeding to steam generator using coolant in PAFS tank and Method for coolant feeding using the same
CA2037418A1 (en) Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
JPH06207704A (en) Water hammering prevention device for water supply device
JPS61243397A (en) Emergency core cooling device for nuclear reactor
JP5457256B2 (en) Nuclear power plant
JPS60108793A (en) Cooling device on isolation of nuclear reactor for nuclear power plant
JPS59225392A (en) Cooling facility for core of nuclear reactor
JPS58143297A (en) Feedwater device for bwr type reactor
Startup SEQUOYAH NUCLEAR PLANT JOB PERFORMANCE MEASURE
JPH048631B2 (en)
JPS6078288A (en) Condenser protecting device of thermal power plant
JPS63273702A (en) Feedwater-heater drain system
JPS6046242B2 (en) 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