KR102555014B1 - System for nuclear power plant removing mid-loop operation during nuclear reactor outage period - Google Patents

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Abstract

본 발명에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템은 증기발생기, 원자로와 증기발생기 사이에 배치되며 원자로로부터 증기발생기로 냉각재가 공급되는 유로가 형성된 고온관, 증기발생기와 원자로 사이에 배치되며 증기발생기에서 열 교환된 상대적으로 낮은 온도의 냉각재를 원자로로 공급하는 유로가 형성된 저온관 및 증기발생기의 하부와 고온관 사이 및 증기발생기의 하부와 저온관 사이에 각각 배치되어 증기발생기로 공급 및 증기발생기로부터 배출되는 냉각재의 유동로를 차단하는 노즐 댐을 포함하며, 증기발생기와 고온관은 고온관 내부에 배치된 노즐 댐이 고온관으로 유동되는 냉각재의 유동 방향의 가로 방향으로 고온관에 충수된 냉각재의 최대 수위보다 높은 위치에 배치되도록 연결되는 것을 특징으로 한다.A system for a nuclear power plant for eliminating partial top-up operation during a reactor shutdown period according to the present invention is a steam generator, a high-temperature tube disposed between a nuclear reactor and a steam generator and having a flow path through which coolant is supplied from the reactor to the steam generator, the steam generator and the reactor It is disposed between the low-temperature tube and the lower part of the steam generator and between the high-temperature tube and between the lower part of the steam generator and the low-temperature tube, respectively. It includes a nozzle dam blocking the flow path of the coolant discharged from the furnace supply and the steam generator, and the steam generator and the hot tube have a nozzle dam disposed inside the hot tube to generate high temperature in a transverse direction of the flow direction of the coolant flowing into the hot tube. It is characterized in that it is connected to be disposed at a position higher than the maximum water level of the coolant filled in the pipe.

Description

원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템{SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT REMOVING MID-LOOP OPERATION DURING NUCLEAR REACTOR OUTAGE PERIOD}System for nuclear power plant to eliminate partial top-up operation during reactor shutdown

본 발명은 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 원자로 정지 기간 중 증기발생기에 유지보수를 위해 필요한 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a system for a nuclear power plant to eliminate partial top-up operation during a shutdown period of a nuclear reactor, and more particularly, to a system for a nuclear power plant to eliminate a partial top-up operation required for maintenance of a steam generator during a shutdown period of a nuclear reactor. it's about

일반적으로 원자력 발전소는 일정 기간 전출력 운전 후 원자로에 핵연료를 재장전 하기 위해서 원자로 정지 기간을 갖는다. 원자로 정지 기간 중에도 핵연료의 핵반응 특성상 일정량의 잔열이 계속해서 발생하게 되며 이러한 잔열을 제거하기 위해서 잔열제거계통 또는 정지냉각계통이 운전되어 열 제거 기능을 수행한다.In general, a nuclear power plant has a reactor shutdown period to reload nuclear fuel into the reactor after operating at full power for a certain period of time. Even during the shutdown period of the reactor, a certain amount of residual heat continues to be generated due to the nature of the nuclear reaction of the nuclear fuel, and in order to remove this residual heat, a residual heat removal system or a stop cooling system is operated to perform a heat removal function.

여기서, 원자로 정지 기간 중에 증기발생기를 유지보수를 위하여 증기발생기로 냉각재를 공급 및 증기발생기로부터 냉각재를 배출하는 공급 유로와 배출 유로를 차단한다. 상세하게 증기발생기는 원자로로부터 냉각재가 공급되는 고온관과 증기발생기로부터 냉각재가 배출되는 저온관에 연결된다.Here, a supply passage and a discharge passage for supplying coolant to the steam generator and discharging the coolant from the steam generator are blocked for maintenance of the steam generator during the reactor stop period. In detail, the steam generator is connected to a high-temperature tube through which coolant is supplied from the nuclear reactor and a low-temperature tube through which coolant is discharged from the steam generator.

보다 상세하게 도 1에 도시된 바와 같이 종래의 원자력 발전소의 시스템(100)은 원자로(110), 가압기(120), 증기발생기(130), 고온관(150) 및 저온관(170) 등으로 구성된다. 일반적으로 원자력 발전소의 전출력 시에는 원자로(110)로부터 고온의 냉각재(C)가 고온관(150)을 통해 증기발생기(130)를 통과하여 상대적으로 낮은 온도의 냉각재(C)가 저온관(170)으로 배출되어 원자로(110)로 회수된다. 이때, 고온관(150)과 저온관(170)은 증기발생기(130)의 내부에서 U자형 튜브로 형성되어 증기발생기(130)에 수용된 2차 냉각재와 열 교환된다.In more detail, as shown in FIG. 1, the system 100 of a conventional nuclear power plant includes a nuclear reactor 110, a pressurizer 120, a steam generator 130, a high-temperature tube 150, and a low-temperature tube 170. do. In general, at full power of a nuclear power plant, high-temperature coolant (C) from the nuclear reactor 110 passes through the steam generator 130 through the high-temperature tube 150, and the relatively low-temperature coolant (C) is transferred to the low-temperature tube (170). ) and is returned to the reactor 110. At this time, the high-temperature tube 150 and the low-temperature tube 170 are formed as U-shaped tubes inside the steam generator 130 and exchange heat with the secondary coolant accommodated in the steam generator 130.

한편, 도 2에 도시된 바와 같이 원자로(110) 정지 기간 중 증기발생기(130)의 유지보수를 위하여 증기발생기(130)와 인접하게 배치된 고온관(150) 및 저온관(170)의 영역에 노즐 댐(190)을 배치하여 증기발생기(130)로 냉각재(C)가 유동되는 것을 차단한다. 여기서, 고온관(150) 및 저온관(170)에 노즐 댐(190)을 배치하기 위해 냉각재(C) 수위를 고온관(150)의 중심 높이까지 낮추는 부분 충수 운전이 수행된다.On the other hand, as shown in FIG. 2, in the region of the hot tube 150 and the cold tube 170 disposed adjacent to the steam generator 130 for maintenance of the steam generator 130 during the shutdown period of the nuclear reactor 110. The nozzle dam 190 is disposed to block the coolant C from flowing into the steam generator 130. Here, in order to place the nozzle dams 190 on the hot tubes 150 and the cold tubes 170, a partial fill operation is performed in which the water level of the coolant C is lowered to the central height of the hot tubes 150.

그런데, 종래의 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전은 정지냉각계통 또는 잔열제거계통의 펌프 흡입관에 다량이 공기가 유입되거나 펌프 전원이 상실되어 정지냉각펌프가 정지될 문제점이 있다. 상세하게 정지냉각계통의 흡입관으로 공기가 유입될 가능성은 냉각재 수위가 낮거나 정지냉각펌프의 유량이 증가할수록 커지므로, 부분 충수 운전 시 냉각재가 충수되지 않은 영역의 공기가 큰 영향을 미칠 수 있다.However, during the conventional reactor stop period, a large amount of air is introduced into the pump suction pipe of the stop cooling system or the residual heat removal system or the pump power is lost, causing the stop cooling pump to stop. In detail, since the possibility of air inflow into the suction pipe of the stationary cooling system increases as the coolant level is low or the flow rate of the stationary cooling pump increases, the air in the area where the coolant is not filled can have a great effect during partial top-up operation.

이러한 문제점이 발생하여 장기간 동안 정지냉각기능이 회복되지 못하고 원자로에 냉각재 보충이 이루어지지 않으면 노심 내의 물은 비등하고 최악의 경우 노심 노출이 발생할 수 있다.If such a problem occurs and the cooling function is not restored for a long period of time and the coolant is not replenished in the reactor, water in the core boils and in the worst case, core exposure may occur.

대한민국 등록특허공보 제10-1307744호: 원자로 냉각재의 자동 보충 장치 및 방법Republic of Korea Patent Registration No. 10-1307744: Apparatus and method for automatically replenishing reactor coolant

본 발명의 목적은 원자로 정지 기간 중 증기발생기의 유지보수를 위해 부분 충수 운전을 제거하도록 구조가 개선된 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템을 제공하는 것이다.SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a system for a nuclear power plant to eliminate partial top-up operation during a reactor stop period, the structure of which is improved to eliminate the partial top-up operation for maintenance of a steam generator during a shutdown period of a nuclear reactor.

상기 과제의 해결 수단은, 본 발명에 따라 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소에 있어서, 증기발생기와, 상기 원자로와 상기 증기발생기 사이에 배치되며 상기 원자로로부터 상기 증기발생기로 냉각재가 공급되는 유로가 형성된 고온관과, 상기 증기발생기와 상기 원자로 사이에 배치되며 상기 증기발생기에서 열 교환된 상대적으로 낮은 온도의 냉각재를 상기 원자로로 공급하는 유로가 형성된 저온관과, 상기 증기발생기의 하부와 상기 고온관 사이 및 상기 증기발생기의 하부와 상기 저온관 사이에 각각 배치되어 상기 증기발생기로 공급 및 상기 증기발생기로부터 배출되는 냉각재의 유동로를 차단하는 노즐 댐을 포함하며, 상기 증기발생기와 상기 고온관은 상기 고온관 내부에 배치된 상기 노즐 댐이 상기 고온관으로 유동되는 냉각재의 유동 방향의 가로 방향으로 상기 고온관에 충수된 냉각재의 최대 수위보다 높은 위치에 배치되도록 연결되는 것을 특징으로 하는 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템에 의해 이루어진다.A means for solving the above problems is, according to the present invention, in a nuclear power plant for eliminating partial supplementary operation during a reactor shutdown period, a steam generator, disposed between the reactor and the steam generator, and coolant is supplied from the reactor to the steam generator. A high-temperature tube provided with a supply flow path, a low-temperature tube disposed between the steam generator and the nuclear reactor and provided with a flow path for supplying the relatively low-temperature coolant heat-exchanged in the steam generator to the reactor, and a lower portion of the steam generator. And a nozzle dam disposed between the high temperature pipe and between the lower part of the steam generator and the cold pipe to block the flow path of the coolant supplied to the steam generator and discharged from the steam generator, wherein the steam generator and the The hot tube is connected so that the nozzle dam disposed inside the hot tube is disposed at a position higher than the maximum water level of the coolant filled in the hot tube in a transverse direction of the flow direction of the coolant flowing into the hot tube. This is achieved by a system for nuclear power plants to eliminate partial fill operation during reactor shutdowns.

상기 고온관은 상기 원자로와 연결되는 수평관 및 상기 수평관으로부터 상기 증기발생기의 하부를 향해 상향 사선 방향으로 연결되는 사선관을 포함하고, 상기 증기발생기는 상기 수평관보다 상대적으로 높은 위치에 배치될 수 있다.The high-temperature tube includes a horizontal tube connected to the nuclear reactor and an oblique tube connected in an upward oblique direction from the horizontal tube toward the bottom of the steam generator, and the steam generator is disposed at a position relatively higher than the horizontal tube. can

상기 노즐 댐은 상기 수평관보다 상대적으로 높은 위치에 배치된 상기 증기발생기의 하부에 인접하도록 상기 사선관 내부에 배치되며 상기 원자로 정지 기간 중 상기 수평관 내부 전체에는 냉각재가 충수 되어 있을 수 있다.The nozzle dam may be disposed inside the oblique ray tube so as to be adjacent to a lower portion of the steam generator disposed at a position relatively higher than the horizontal tube, and the entire inside of the horizontal tube may be filled with coolant during the reactor shutdown period.

한편, 상기 고온관은 상기 원자로와 연결되는 수평관 및 상기 수평관으로부터 상기 증기발생기의 하부를 향해 상향 사선 방향으로 연결되는 사선관을 포함하고, 상기 노즐 댐은 상기 노즐 댐의 하부의 위치가 냉각재의 유동 방향에 대해 상기 수평관의 상부와 상기 사선관이 연결되는 연결점보다 상대적으로 높은 위치에 배치될 수 있다.On the other hand, the high-temperature tube includes a horizontal tube connected to the nuclear reactor and an oblique tube connected in an upward oblique direction from the horizontal tube toward the lower portion of the steam generator, and the nozzle dam is located at the lower portion of the nozzle dam as a coolant It may be disposed at a relatively higher position than the connection point where the top of the horizontal pipe and the oblique pipe are connected with respect to the flow direction of the.

상기 노즐 댐의 하부가 상기 사선관의 내부에 상기 연결점보다 상대적으로 높은 위치에 배치될 때 상기 수평관 내부에는 상기 노즐 댐의 하부까지 냉각재가 충수 되어 있을 수 있다.When the lower part of the nozzle dam is disposed at a position relatively higher than the connection point inside the oblique ray tube, the inside of the horizontal tube may be filled with coolant up to the lower part of the nozzle dam.

기타 실시 예들의 구체적인 사항들은 상세한 설명 및 도면들에 포함되어 있다.Details of other embodiments are included in the detailed description and drawings.

본 발명에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템은 효과는 다음과 같다.The effect of the system for a nuclear power plant for eliminating partial top-up operation during a reactor stop period according to the present invention is as follows.

첫째, 증기발생기의 최하부 위치를 고온관 최상부 이상으로 상향 배치함으로써 노심 손상의 위험도가 높았던 부분 충수 운전을 제거할 수 있다.First, partial top-up operation, which has a high risk of core damage, can be eliminated by arranging the lowest position of the steam generator above the uppermost part of the hot tube.

둘째, 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하여 정지 저출력시 원자력 발전소의 안전성을 향상할 뿐만 아니라 운전원들의 위험 상황 운전과 관련된 위험성과 운전원들의 스트레스를 경감할 수 있다.Second, it is possible to improve the safety of the nuclear power plant during shutdown and low power by eliminating the partial top-up operation during the shutdown period of the reactor, as well as reduce the risk and stress of operators involved in dangerous operation.

도 1은 종래의 원자력 발전소용 시스템의 개략 구성도,
도 2는 종래의 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 수행하는 원자력 발전소용 시스템의 일부 개략 구성도,
도 3은 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템의 개략 구성도,
도 4는 도 3에 도시된 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템의 일부 개략 구성도이다.1 is a schematic configuration diagram of a conventional nuclear power plant system;
2 is a schematic configuration diagram of a part of a system for a nuclear power plant performing a partial replenishment operation during a shutdown period of a conventional nuclear reactor;
3 is a schematic configuration diagram of a system for a nuclear power plant for eliminating partial supplementary operation during a reactor shutdown period according to an embodiment of the present invention;
FIG. 4 is a schematic configuration diagram of a part of a system for a nuclear power plant for eliminating partial supplementary operation during a reactor shutdown period shown in FIG. 3 .

이하, 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템에 대해 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다.DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION Hereinafter, a system for a nuclear power plant for eliminating partial top-up operation during a reactor stop period according to an embodiment of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

설명하기에 앞서, 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템은 원자로와 증기발생기 사이에서 순환되는 냉각재에 대해서 온도, 즉 고온관 및 저온관으로 유동되는 냉각재의 온도 구분없이 동일한 도면 부호로 기재하였음을 미리 밝혀둔다.Prior to the description, a system for a nuclear power plant for eliminating a partial supplementary operation during a reactor stop period according to an embodiment of the present invention provides a temperature for coolant circulated between a nuclear reactor and a steam generator, that is, flows into a hot tube and a cold tube. It is noted in advance that the same reference numerals are used regardless of the temperature of the coolant.

도 3은 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템의 개략 구성도이고, 도 4는 도 3에 도시된 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템의 일부 개략 구성도이다.3 is a schematic configuration diagram of a system for a nuclear power plant for eliminating partial add-on operation during a shutdown period of a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention, and FIG. It is a schematic configuration diagram of a part of a system for a nuclear power plant.

도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템(이하, 원자력 발전소용 시스템이라고 함)(1)은 원자로(10), 가압기(20), 증기발생기(30), 고온관(50) 및 저온관(70)을 포함한다. 또한, 원자력 발전소용 시스템(1)은 원자로(10) 정지 기간 시 사용되는 노즐 댐(90)을 더 포함한다.As shown in FIGS. 3 and 4 , a system for a nuclear power plant (hereinafter referred to as a system for a nuclear power plant) 1 for eliminating partial top-up operation during a reactor stop period according to an embodiment of the present invention is a nuclear reactor 10 ), a pressurizer 20, a steam generator 30, a hot tube 50 and a cold tube 70. In addition, the system 1 for a nuclear power plant further includes a nozzle dam 90 used during a shutdown period of the nuclear reactor 10 .

원자로(10)는 원자력 발전소의 핵심기기로서 핵연료를 이용하여 핵분열을 발생시킨다. 원자로(10)에는 냉각재(C)가 공급되며, 냉각재(C)는 핵분열에 의해 고온으로 온도 상승하여 증기발생기(30)로 공급되고 증기발생기(30)에서 열 교환된 상대적으로 저온의 냉각재(C)가 원자로(10)로 순환된다.The nuclear reactor 10 is a core device of a nuclear power plant and generates nuclear fission using nuclear fuel. A coolant (C) is supplied to the nuclear reactor 10, and the coolant (C) is heated to a high temperature by nuclear fission, supplied to the steam generator 30, and relatively low-temperature coolant (C) heat exchanged in the steam generator 30. ) is circulated to the reactor (10).

가압기(20)는 원자로(10)와 증기발생기(30) 사이에 배치된다. 가압기(20)는 원자로(10)로부터 증기발생기(30)로 공급되는 냉각재(C)가 증기와 같이 기상으로 상 변환되지 않도록 높은 압력을 제공한다. 상세하게 가압기(20)는 물로 사용되는 냉각재(C)가 100도의 비등점에서 기상으로 상 변환되지 않고 원자로(10)로부터 증기발생기(30)로 액상의 냉각재(C)가 공급되도록 높은 압력을 제공한다.The pressurizer 20 is disposed between the nuclear reactor 10 and the steam generator 30 . The pressurizer 20 provides a high pressure so that the coolant C supplied from the nuclear reactor 10 to the steam generator 30 is not phase converted into a gas phase like steam. In detail, the pressurizer 20 provides a high pressure so that the liquid coolant C is supplied from the nuclear reactor 10 to the steam generator 30 without phase conversion of the coolant C used as water into a gas phase at a boiling point of 100 degrees. .

다음으로 증기발생기(30)는 원자로(10)에 폐루프 형상을 가지고 고온관(50)과 저온관(70)으로 연결된다. 즉, 원자로(10)로부터 증기발생기(30)로 공급되는 냉각재(C)는 증기발생기(30)에서 열 교환되어 원자로(10)로 순환된다. 본 발명에는 미도시된 2차 냉각재가 증기발생기(30)로 수용되고, 2차 냉각재는 증기발생기(30)와 연결된 고온관(50)과 저온관(70)으로 순환되는 냉각재(C)와 열 교환되어 터빈으로 공급되는 증기로 상 변환된다. 본 발명의 일 실시 예로서, 증기발생기(30)는 하우징(31), U-튜브(33), 고온 영역(35) 및 저온 영역(37)을 포함한다.Next, the steam generator 30 has a closed loop shape in the nuclear reactor 10 and is connected to the high temperature tube 50 and the low temperature tube 70 . That is, the coolant C supplied from the reactor 10 to the steam generator 30 is heat-exchanged in the steam generator 30 and circulated to the reactor 10 . In the present invention, a secondary coolant, not shown, is accommodated in the steam generator 30, and the secondary coolant circulates through the high-temperature tube 50 and the low-temperature tube 70 connected to the steam generator 30, and the coolant C and heat It is exchanged and phase transformed into steam that is fed to the turbine. As an embodiment of the present invention, the steam generator 30 includes a housing 31, a U-tube 33, a high-temperature zone 35 and a low-temperature zone 37.

하우징(31)은 원통 형상으로 가지고 원자로(10)와의 사이에 가압기(20)를 두고 배치된다. 하우징(31)의 하부는 고온관(50)과 저온관(70)이 연결되고, 고온관(50)과 저온관(70)이 연결된 격리된 고온 영역(35)과 저온 영역(37)이 형성된다. 즉, 고온관(50)과 저온관(70)이 연결된 고온 영역(35)과 저온 영역(37)은 하우징(31)의 다른 영역과 별도의 공간으로 형성된다. 고온 영역(35)과 저온 영역(37)으로 유동되는 냉각재(C)에 의해 하우징(31)에 수용된 2차 냉각재가 열 교환되어 증기로 상 변환된다.The housing 31 has a cylindrical shape and is disposed with the pressurizer 20 between it and the nuclear reactor 10 . In the lower part of the housing 31, the hot tube 50 and the cold tube 70 are connected, and an isolated high-temperature region 35 and a low-temperature region 37 are formed where the hot tube 50 and the cold tube 70 are connected. do. That is, the high temperature region 35 and the low temperature region 37 to which the high temperature tube 50 and the low temperature tube 70 are connected are formed as separate spaces from other regions of the housing 31 . The secondary coolant accommodated in the housing 31 is heat-exchanged by the coolant C flowing into the high-temperature region 35 and the low-temperature region 37 and is phase-converted into vapor.

U-튜브(33)는 고온 영역(35)과 저온 영역(37)을 상호 연결하도록 하우징(31)의 내부에 배치된다. U-튜브(33)는 실질적으로 고온 영역(35)과 저온 영역(37)에 역 U자 형으로 배치된다. U-튜브(33)는 고온 영역(35)으로 공급되어 저온 영역(37)으로 유동되는 냉각재(C)의 열이 2차 냉각재에 전달되도록 배치된다.A U-tube (33) is disposed inside the housing (31) to interconnect the hot region (35) and the cold region (37). The U-tubes 33 are arranged substantially in an inverted U-shape in the hot zone 35 and the cold zone 37. The U-tube 33 is arranged so that the heat of the coolant C supplied to the high-temperature region 35 and flowing to the low-temperature region 37 is transferred to the secondary coolant.

고온관(50)은 원자로(10)와 증기발생기(30) 사이에 배치되며 원자로(10)로부터 증기발생기(30)로 냉각재(C)가 공급되는 유로를 형성한다. 고온관(50)은 증기발생기(30)의 하부에 형성된 고온 영역(35)에 연통된다. 본 발명의 일 실시 예로서, 고온관(50)은 수평관(51) 및 사선관(53)을 포함한다.The hot tube 50 is disposed between the nuclear reactor 10 and the steam generator 30 and forms a passage through which the coolant C is supplied from the nuclear reactor 10 to the steam generator 30 . The high-temperature tube 50 communicates with the high-temperature region 35 formed at the bottom of the steam generator 30. As an embodiment of the present invention, the high-temperature tube 50 includes a horizontal tube 51 and a ray tube 53.

수평관(51)은 원자로(10)와 연결되어 원자로(10)로부터의 냉각재(C)가 증기발생기(30)로 공급되는 유로를 형성한다. 사선관(53)은 수평관(51)으로부터 도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 상향 사선 방향으로 연장 형성되어 수평관(51)과 증기발생기(30)의 고온 영역(35)을 상호 연결한다.The horizontal pipe 51 is connected to the nuclear reactor 10 to form a passage through which the coolant C from the nuclear reactor 10 is supplied to the steam generator 30 . As shown in FIGS. 3 and 4 from the horizontal pipe 51, the oblique pipe 53 extends in an upward oblique direction to interconnect the horizontal pipe 51 and the high-temperature region 35 of the steam generator 30. do.

저온관(70)은 증기발생기(30)와 원자로(10) 사이에 배치된다. 저온관(70)은 증기발생기(30)에서 열 교환된 상대적으로 낮은 온도의 냉각재(C)를 원자로(10)로 공급하는 유로를 형성한다. 저온관(70)은 증기발생기(30)의 하부에 형성된 저온 영역(37)에 연통된다. 저온관(70)은 본 발명의 일 실시 예로서, 수직관(71) 및 저온 사선관(73)을 포함한다.The cold tube 70 is disposed between the steam generator 30 and the nuclear reactor 10 . The cold tube 70 forms a flow path for supplying the relatively low-temperature coolant C heat-exchanged in the steam generator 30 to the nuclear reactor 10 . The low-temperature pipe 70 communicates with the low-temperature region 37 formed at the bottom of the steam generator 30. The low-temperature tube 70, as an embodiment of the present invention, includes a vertical tube 71 and a low-temperature oblique ray tube 73.

다음으로 노즐 댐(90)은 증기발생기(30)의 하부와 고온관(50) 사이 및 증기발생기(30)의 하부와 저온관(70) 사이에 배치된다. 노즐 댐(90)은 증기발생기(30)로 공급 및 증기발생기(30)로부터 배출되는 냉각재(C)의 유동로를 차단한다. 노즐 댐(90)은 원자로(10) 핵연료 교체와 같이 원자로(10) 정지 기간 중 증기발생기(30)의 하우징(31) 내부, U-튜브(33) 등의 유지보수를 위해 고온관(50)과 저온관(70)에 각각 배치된다.Next, the nozzle dam 90 is disposed between the lower part of the steam generator 30 and the hot tube 50 and between the lower part of the steam generator 30 and the cold tube 70. The nozzle dam 90 blocks the flow path of the coolant C supplied to and discharged from the steam generator 30 . The nozzle dam 90 is a hot tube 50 for maintenance of the inside of the housing 31 of the steam generator 30, the U-tube 33, etc. during the shutdown period of the nuclear reactor 10, such as replacing the nuclear fuel of the nuclear reactor 10 and the cold tube 70, respectively.

여기서, 증기발생기(30)와 고온관(50)은 고온관(50) 내부에 배치된 노즐 댐(90)이 고온관(50)으로 유동되는 냉각재(C)의 유동 방향의 가로 방향으로 고온관(50)에 충수된 냉각재(C)의 최대 수위보다 높은 위치에 배치되도록 연결된다.Here, the steam generator 30 and the hot tube 50 have nozzle dams 90 disposed inside the hot tube 50 in a direction transverse to the flow direction of the coolant C flowing into the hot tube 50. It is connected to be disposed at a position higher than the maximum water level of the coolant (C) filled in (50).

증기발생기(30)는 고온관(50)의 수평관(51)보다 상대적으로 높은 위치에 배치된다. 즉, 도 4에 도시된 바와 같이, 증기발생기의 높이(H1)는 고온관(50)의 수평관의 높이(H2)보다 상대적으로 더 높은 위치에 위치된다. 노즐 댐(90)은 수평관(51)보다 상대적으로 높은 위치에 배치된 증기발생기(30)의 하부에 인접하도록 사선관(53) 내부에 배치됨에 따라 원자로(10) 정지 기간 중 수평관(51) 내부 전체에는 냉각재(C)가 충수 되어 있다. 즉, 본 발명의 증기발생기(30)와 고온관(50)의 연결 높이에 의해 고온관(50)의 수평관(51) 내부에 냉각재(C) 부분 충수가 되는 것이 아니라 수평관(51) 내부 전체에 냉각재(C)가 완전 충수 됨으로써, 수평관(51) 내부에 공기의 존재 공간을 제거한다.The steam generator 30 is disposed at a position relatively higher than the horizontal tube 51 of the high-temperature tube 50. That is, as shown in FIG. 4, the height H1 of the steam generator is located at a position relatively higher than the height H2 of the horizontal tube of the high temperature tube 50. As the nozzle dam 90 is disposed inside the oblique ray tube 53 so as to be adjacent to the lower portion of the steam generator 30 disposed at a relatively higher position than the horizontal tube 51, the horizontal tube 51 during the shutdown period of the nuclear reactor 10 ) The entire inside is filled with coolant (C). That is, due to the connection height between the steam generator 30 and the hot tube 50 of the present invention, the inside of the horizontal tube 51 is not filled with the coolant (C) inside the horizontal tube 51 of the high temperature tube 50. By completely filling the whole with the coolant (C), the space where air exists inside the horizontal pipe (51) is removed.

상세하게 노즐 댐(90)은 노즐 댐(90)의 하부의 위치가 냉각재(C)의 유동 방향에 대해 수평관(51)의 상부와 사선관(53)이 연결되는 도 4의 연결점(55)보다 상대적으로 높은 위치에 배치된다. 이렇게 노즐 댐(90)의 하부가 사선관(53)의 내부에 연결점(55)보다 상대적으로 높은 위치에 배치될 때, 수평관(51) 내부에는 노즐 댐(90)의 하부까지 냉각재(C)가 충수, 즉 수평관(51) 내부에 냉각재(C)가 완전 충수된다.In detail, the nozzle dam 90 is the connection point 55 of FIG. 4 where the lower part of the nozzle dam 90 connects the upper part of the horizontal pipe 51 and the oblique pipe 53 with respect to the flow direction of the coolant C placed in a relatively higher position. In this way, when the lower part of the nozzle dam 90 is disposed at a position relatively higher than the connection point 55 inside the oblique ray pipe 53, the coolant (C) up to the lower part of the nozzle dam 90 inside the horizontal pipe 51 The coolant (C) is completely filled in the false filling water, that is, the inside of the horizontal pipe (51).

이에, 증기발생기의 최하부 위치를 고온관 최상부 이상으로 상향 배치함으로써 노심 손상의 위험도가 높았던 부분 충수 운전을 제거할 수 있다.Accordingly, by arranging the lowermost position of the steam generator above the uppermost part of the high-temperature tube, it is possible to eliminate the partial top-up operation, which has a high risk of core damage.

또한, 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하여 정지 저출력시 원자력 발전소의 안전성을 향상할 뿐만 아니라 운전원들의 위험 상황 운전과 관련된 위험성과 운전원들의 스트레스를 경감할 수 있다.In addition, by eliminating the partial top-up operation during the shutdown period of the nuclear reactor, the safety of the nuclear power plant during shutdown and low power is improved, and the risk and stress of operators related to dangerous operation of the operators can be reduced.

이상 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시 예들을 설명하였지만, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자는 본 발명의 그 기술적 사상이나 필수적인 특징들이 변경되지 않고서 다른 구체적인 형태로 실시될 수 있다는 것으로 이해할 수 있을 것이다. 그러므로, 이상에서 기술한 실시 예들은 모든 면에서 예시적인 것이며 한정적이 아닌 것으로 이해해야만 한다. 본 발명의 범위는 상기 상세한 설명보다는 후술하는 특허청구범위에 의하여 나타내어지며, 특허청구범위의 의미 및 범위 그리고 그 균등개념으로부터 도출되는 모든 변경 또는 변형된 형태가 본 발명의 범위에 포함되는 것으로 해석되어야 한다.Although the embodiments of the present invention have been described with reference to the accompanying drawings, those skilled in the art to which the present invention pertains can be implemented in other specific forms without changing the technical spirit or essential features of the present invention. will be able to understand Therefore, the embodiments described above should be understood as illustrative in all respects and not limiting. The scope of the present invention is indicated by the claims to be described later rather than the detailed description above, and all changes or modifications derived from the meaning and scope of the claims and equivalent concepts thereof should be construed as being included in the scope of the present invention. do.

1: 원자력 발전소용 시스템 10: 원자로
30: 증기발생기 50: 고온관
51: 수평관 53: 사선관
55: 연결점 70: 저온관
90: 노즐 댐1: system for nuclear power plant 10: nuclear reactor
30: steam generator 50: hot tube
51: horizontal pipe 53: oblique pipe
55: junction 70: cold tube
90: nozzle dam

Claims (5)

원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템에 있어서,
증기발생기와;
상기 원자로와 상기 증기발생기 사이에 배치되고 상기 원자로와 연결되는 수평관 및 상기 수평관으로부터 상기 증기발생기의 하부를 향해 상향 사선 방향으로 연결되는 사선관을 가지며, 상기 원자로로부터 상기 증기발생기로 냉각재가 공급되는 유로가 형성된 고온관과;
상기 증기발생기와 상기 원자로 사이에 배치되며, 상기 증기발생기에서 열 교환된 상대적으로 낮은 온도의 냉각재를 상기 원자로로 공급하는 유로가 형성된 저온관과;
상기 증기발생기의 하부와 상기 고온관 사이 및 상기 증기발생기의 하부와 상기 저온관 사이에 각각 배치되어, 상기 증기발생기로 공급 및 상기 증기발생기로부터 배출되는 냉각재의 유동로를 차단하는 노즐 댐을 포함하며,
상기 증기발생기와 상기 고온관은 상기 고온관 내부에 배치된 상기 노즐 댐이 상기 고온관으로 유동되는 냉각재의 유동 방향의 가로 방향으로 상기 고온관에 충수된 냉각재의 최대 수위보다 높은 위치에 배치되도록 연결되고 상기 증기발생기는 상기 수평관보다 상대적으로 높은 위치에 배치되며,
상기 노즐 댐은 상기 수평관보다 상대적으로 높은 위치에 배치된 상기 증기발생기의 하부에 인접하도록 상기 사선관 내부에 배치되며 상기 원자로 정지 기간 중 상기 수평관 내부 전체에는 냉각재가 충수 되어 있는 것을 특징으로 하는 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템.
A system for a nuclear power plant for eliminating partial top-up operation during a reactor shutdown period,
steam generator;
It has a horizontal pipe disposed between the reactor and the steam generator and connected to the reactor, and an oblique pipe connected in an upward oblique direction from the horizontal pipe toward a lower portion of the steam generator, wherein coolant is supplied from the reactor to the steam generator. a high-temperature tube having a flow path formed thereon;
a low-temperature tube disposed between the steam generator and the nuclear reactor and formed with a flow path for supplying a relatively low-temperature coolant heat-exchanged in the steam generator to the reactor;
A nozzle dam disposed between the lower part of the steam generator and the high-temperature tube and between the lower part of the steam generator and the low-temperature tube to block the flow path of the coolant supplied to the steam generator and discharged from the steam generator, ,
The steam generator and the hot tube are connected so that the nozzle dam disposed inside the hot tube is disposed at a position higher than the maximum water level of the coolant filled in the hot tube in a transverse direction of the flow direction of the coolant flowing into the hot tube And the steam generator is disposed at a position relatively higher than the horizontal pipe,
The nozzle dam is disposed inside the oblique ray tube so as to be adjacent to the lower portion of the steam generator disposed at a position relatively higher than the horizontal tube, and the entire inside of the horizontal tube is filled with coolant during the reactor stop period. Characterized in that A system for nuclear power plants to eliminate partial fill operation during reactor shutdowns.
 삭제delete 삭제delete 제 1항에 있어서,
상기 노즐 댐은 상기 노즐 댐의 하부의 위치가 냉각재의 유동 방향에 대해 상기 수평관의 상부와 상기 사선관이 연결되는 연결점보다 상대적으로 높은 위치에 배치되는 것을 특징으로 하는 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템.
According to claim 1,
The nozzle dam is disposed at a position relatively higher than a connection point at which the upper part of the horizontal pipe and the oblique ray pipe are connected with respect to the flow direction of the coolant with respect to the flow direction of the nozzle dam. A system for nuclear power plants to eliminate
 제 4항에 있어서,
상기 노즐 댐의 하부가 상기 사선관의 내부에 상기 연결점보다 상대적으로 높은 위치에 배치될 때, 상기 수평관 내부에는 상기 노즐 댐의 하부까지 냉각재가 충수 되어 있는 것을 특징으로 하는 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템.According to claim 4,
When the lower part of the nozzle dam is disposed at a position relatively higher than the connection point inside the oblique ray tube, the inside of the horizontal tube is filled with coolant up to the lower part of the nozzle dam. Partial filling during a reactor stop period, characterized in that A system for nuclear power plants to eliminate driving.
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KR100385838B1 (en) * 2000-01-26 2003-06-02 한국수력원자력 주식회사 Nozzle configuration in S/G for Mid-loop operation enhancement
KR20020064046A (en) * 2001-01-31 2002-08-07 한국수력원자력 주식회사 an atomic power generator steam system one nozzle
KR101307744B1 (en) * 2012-01-25 2013-09-11 한국수력원자력 주식회사 Apparatus and method for resupplying reactor coolant

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