KR20030039062A - 원자력발전소의 비상급수 시스템 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 전원으로 가동되는 비상급수계통에서 전원의 차단 또는 오동작으로 냉각수를 공급하지 못하여 발생하는 원자로 냉각재 계통의 방사능 누출 등을 예방하기 위해 독립적으로 구동되는 급수펌프를 연결하여 급수 기능을 향상시키고, 또한 디젤 등으로 구동되어 전원이 없이도 구동될 수 있는 비상급수 펌프를 구비하여 증기발생기로 안정적으로 급수를 공급할 수 있는 원자력 발전소의 비상급수 시스템에 관한 것이다.
본 발명은 원자력 발전소에서 비상급수를 공급하는데 있어서, 급수를 저장하여 공급하는 비상급수 탱크, 비상급수 탱크에서 급수를 공급받아 증기발생기로 제공하는 급수계통, 급수계통의 이상이 발생 시에 비상급수를 공급하는 비상급수계통, 급수계통과 비상 급수계통으로부터 비상급수를 공급받는 증기발생기를 포함하는 것을 특징으로 한다.

Description

원자력발전소의 비상급수 시스템{Emergency feed water system in nuclear power plant}
본 발명은 원자력발전소의 비상급수 시스템에 관한 것으로, 특히 전원으로 가동되는 비상급수계통에서 전원의 차단 또는 오동작으로 냉각수를 공급하지 못하여 발생하는 원자로 냉각재 계통의 방사능 누출 등을 예방하기 위해 독립적으로 구동되는 급수펌프를 연결하여 비상급수 기능을 향상시키고, 또한 디젤 등으로 구동되어 전원이 없이도 구동될 수 있는 비상급수 펌프를 구비하여 증기발생기로 안정적으로 급수를 공급할 수 있는 원자력 발전소의 비상급수 시스템에 관한 것이다.
일반적으로 원자력 발전소는 크게 원자로를 중심으로 한 핵증기 공급계통(NSSS : nuclear steam supply system)과 증기를 공급받아 발전기를 구동시키는 터빈, 발전기계통 그리고 비상급수 등 기타 부수 설비로 구분된다.
정상적인 원자력 발전중(300 ℃) 원자로에서 발생하는 열제거는 증기발생기에 물을 1차적으로 공급하는 급수계통과 정상적인 급수의 공급이 불능시에는 물을 2차적으로 공급하는 비상급수계통, 원자로 냉각재 계통이 177 ℃ 이하 시에 열을 제거하는 원자로 냉각재 계통과 직접 연결된 잔열제거 계통으로 구성된다.
비상급수 계통은 급수계통이 사고 등으로 인하여 급수를 공급하지 못할 때, 잔열제거 계통이 작동하는 시점까지의 원자로 냉각기간 동안 증기발생기로 비상급수를 공급하며, 잔열제거 계통이 운전불능 시에는 비상급수 계통에서 계속적인 비상급수를 공급한다. 비상급수 계통은 비상급수펌프, 밸브 및 배관 등으로 구성된다.
원자력 발전소의 비상급수계통은 운전 중의 급수상실이나 증기발생기의 튜브누설, 원자로 냉각재의 상실사고 및 발전소 완전전원상실(교류전원 완전상실, 직류전원 이용가능) 등의 사고 시에 원자로 냉각재 계통의 열을 제거하고 원자로 노심이 냉각제로부터 노출되는 것을 방지하기 위하여 증기발생기에 비상급수를 공급하는 독립적인 기능을 수행하는 것이다.
원자력 발전소의 주요 구조물의 배치상태는 중앙에 원자로 용기가 위치하며, 양측으로는 증기발생기가 각각 설치되어 있고 고온관과 저온관에는 각각 물을 순환시켜주기 위한 펌프가 구비되며 일차측 고온관에는 별도의 폐쇄관로 내의 압력을 조절하도록 하는 압력조절 장치의 가압기가 설치되어 있으며, 증기발생기에는 비상급수계통의 비상급수장치가 연결되어 있다.
도 1은 종래의 비상급수 시스템을 개략적으로 도시한 것이다.
종래의 비상급수 시스템(10)은 두개의 서브 시스템(11, 12)으로 이루어진다.
하나의 서브시스템(11, 12)은 각각 비상급수 탱크(13, 16), 급수계통(14, 17), 증기발생기(15, 18)와 배관, 밸브 등으로 구성된다. 즉 원자력 발전소의 비상급수 시스템은 두 대의 서브 시스템이 독립적으로 작동하며, 서로 비상급수를 공급하는 데에 있어서 상호 연관적인 작동을 하지 못한다.
한편, 도 2는 도 1의 비상급수 시스템의 급수계통(14, 17)과 증기발생기(15, 18)의 상세한 블럭도이다.
급수계통(14, 17)은 전동기구동 펌프(20)와 증기구동펌프(22)를 구비하며,각각의 배관에는 밸브(21, 23)가 구비된다. 전동기구동 펌프(20)와 증기구동펌프(22)의 배관은 서로 연결되어서 비상급수 탱크에 연결되어 급수를 받는다. 또한, 전동기구동 펌프(20)와 증기구동펌프(22)의 배관에 구비된 밸브(21, 23)도 서로 연결되어 하나의 출구로 급수를 공급한다. 하나의 출구는 격납건물 내부에 있는 밸브(24)와 연결되며, 배관을 통하여 증기발생기(15, 18)로 비상급수를 공급하는 것이다.
비상급수 공급시에는 비상급수 탱크(13, 16)에서 물을 공급받아 급수계통(14, 17)의 전동기구동 펌프(20)와 증기구동펌프(22)를 거쳐서 배관과 밸브를 통하여 증기발생기(15, 18)에 비상급수를 공급한다.
한편, 종래의 비상급수 시스템에서 사용되는 증기구동 펌프(22)의 경우 장기간 동안의 원자로 냉각재 상실사고가 발생하면, 복구하는 기간 동안 증기발생기(15, 18)의 압력이 상실되어 증기구동 펌프(22)는 운전이 불능 상태가 되어 비상급수를 공급하지 못하는 문제점이 발생할 수 있다.
또한, 운전가능한 전동기구동 펌프(20)에서 단일고장(Single Failure) 적용 시에 종래의 비상급수 시스템은 독립적으로 동작하며 상호연결 배관이 없기 때문에 운전가능한 전동기구동 펌프(20)로 누설측의 증기발생기 튜브를 장기간 증기발생기의 수위 아래로 잠길 수 없어 1차 측에서 2차 측으로 누설되는 방사능을 감소시킬 수 없는 문제점이 있다.
이상과 같이, 종래의 비상급수 시스템은 원자력 발전소에서 완전 전원을 상실 시에는 전동기구동 펌프(20)는 동작할 수 없으며, 또한, 장기간의 냉각 시에는증기발생기의 압력이 상실되어 증기구동 펌프(22)가 운전불능 상태가 되므로 원자력 발전소의 핵연료 손상 및 방사능 누출을 초래할 수 있는 문제점이 있다.
또한, 격납건물 외부에 위치한 비상급수 계통에서 증기발생기가 위치한 격납건물을 관통하여 설치된 역지밸브가 고장이 발생하면 비상급수계통의 비상급수 공급기능을 모두 상실하는 문제점이 있다.
상술한 바와 같이 종래의 비상급수 계통은 증기발생기 튜브누설 발생시 원자로 냉각재 계통의 방사능 누출을 증기발생기를 통하여 2차측으로 증대시키고, 완전 전원 상실(SBO : Station Black Out)시는 원자로 냉각재 계통을 증기발생기를 통하여 냉각할 수 없으므로 핵연료 손상 가능성이 증대되어 원자력 발전소의 안전성을 저하시키는 문제점이 있다.
본 발명은 상술한 바와 같은 문제점을 해결하기 위한 것으로, 원자력 발전소의 안정성 향상 및 원자로 냉각재 계통의 방사능 누출을 차단하기 위한 비상급수 시스템으로 시스템과 두 개의 서브 시스템간의 상호연결배관 및 수동밸브를 구비하여 서로 연동하여 사용할 수 있어서 비상급수에 효율이 증대되며, 원자력 발전소의 완전 전원 상실로 인하여 전동기구동펌프와 증기구동펌프가 작동하지 못하여 급수를 공급하지 못하는 상황이 발생하여도 전원이 없이도 구동이 가능한 디젤구동 펌프, 배관 및 수동밸브를 구비하여 비상급수를 공급하는 것이다.
또한, 원자력 발전소의 운전중 급수상실, 증기발생기 튜브누설, 원자로냉각재 상실사고 및 원자력 발전소 완전 전원 상실의 사고시에 증기발생기에 비상급수를 계속적으로 공급하여 원자로 냉각재 계통을 냉각하여 원자로 및 연료손상을 방지하고 증기발생기를 통한 2차측으로 방사능 누출을 차단하여 안전하게 원자력 발전소를 가동시킬 수 있는 원자력발전소의 비상급수 시스템의 제공을 그 목적으로 한다.
도 1은 종래의 비상급수 계통을 도시한 블럭도.
도 2는 도 1의 비상급수 계통의 상세 블럭도.
도 3은 본 발명의 비상급수 계통을 도시한 블럭도.
도 4는 도 3의 비상급수 계통의 상세 블록도.
<도면의 주요 부분에 대한 설명>
10 : 종래의 비상급수 시스템 11 : 제 1 비상급수로
12 : 제 2 비상급수로 13, 16, 30, 34 : 비상급수 탱크
14, 17, 31, 35 : 급수계통 15, 18, 32, 36 : 증기발생기
20 : 전동기구동 펌프 21, 23, 24, 41, 45, 46, 47, 48 : 밸브
22 : 증기구동 펌프 33 : 비상급수 시스템
40 : 디젤구동 펌프 42, 43 : 배관연결점
44 : 상호연결배관 53 : 디젤구동 비상급수 펌프
상술한 바와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명은 원자력 발전소에서 비상급수를 공급하는데 있어서, 급수를 저장하여 공급하는 비상급수 탱크, 비상급수 탱크에서 급수를 공급받아 증기발생기로 제공하는 급수계통, 급수계통의 이상이 발생 시에 비상급수를 공급하는 비상급수계통, 급수계통과 비상 급수계통으로부터 급수를 공급받는 증기발생기를 포함한다.
또한, 급수계통은 전동기구동펌프와 증기구동펌프의 각각의 배관수단과 배관수단을 서로 연결하는 제 1 상호연결 배관수단, 각각의 배관수단에 연결된 각각의 밸브 수단과 밸브수단을 상호연결하여 증기발생기로 비상급수하는 서브시스템 A와, 다른 비상급수 탱크에 연결된 전동기구동펌프와 증기구동펌프의 각각의 배관수단과 배관수단을 서로 연결하는 제 2 상호연결 배관수단, 각각의 배관수단에 연결된 각각의 밸브 수단과 밸브 수단을 상호연결하여 증기발생기로 비상급수하는 서브시스템 B를 특징으로 한다.
또한, 본 발명의 비상급수 계통은 제 1 상호연결 배관수단과 제 2 상호연결배관수단을 상호연결하는 제 3 상호연결 배관수단, 제 3 상호연결 배관수단에 연결된 비상 급수펌프와 밸브를 포함하며, 비상급수 펌프는 전원이 상실되어도 급수를 공급할 수 있는 디젤구동 급수 펌프이며, 밸브는 비상급수밸브, 역지밸브, 수동밸브로 구비되는 것을 특징으로 한다.
이하, 본 발명에 따른 실시 예를 첨부한 도면을 참조하여 상세히 설명하면 다음과 같다.
도 3은 본 발명에 따른 비상급수 계통을 도시한 블럭도이다.
본 발명의 비상급수계통은 서브시스템간의 배관을 서로 연결하여 다른 서브시스템에서 고장이 발생시에도 비상급수를 할 수 있으며, 또한, 원자력 발전소의 원자로냉각재 상실사고 및 원자력 발전소의 완전 전원 상실의 사고 시에도 증기발생기에 계속적으로 비상급수를 공급하여 안전하게 원자력 발전소를 가동시킬 수 있는 비상급수 시스템이다.
물을 공급하는 비상급수 탱크(30, 34)와 각각의 급수계통(31, 35)과 두 개의 급수 계통을 연결하는 배관연결점(42, 43)과 상술한 비상시에도 급수를 공급할 수 있는 비상급수 계통(33)과 증기발생기(32, 36)로 이루어 진다.
본 발명의 비상급수 탱크(30, 34)와 급수계통(31, 35)을 이루는 전동기구동펌프와 증기구동펌프, 디젤구동펌프는 각각 증기발생기(32, 36)에 비상급수를 공급하는데에 있어서 정상동작 시에는 비상급수 동작을 독립적으로 100% 할 수 있다.
비상급수 시스템은 서브 시스템간의 급수계통(31, 35)을 연결하여 사용하므로써 하나의 서브시스템에서 고장이 발생시에는 다른 서브시스템에서 비상급수를원활히 공급할 수 있다.
또한, 두 개 서브시스템의 급수계통(31, 35)에서 사고 등으로 인한 고장이 발생되어도 비상급수 계통(33)이 작동하므로 안전하게 원자력 발전소의 증기발생기를 냉각시킬 수 있는 것이다.
한편, 도 4는 도 3의 상세 블럭도로, 급수계통(31, 35)과 비상급수 계통(33)과 증기발생기(32, 36)를 도시한 것이다.
비상급수 시스템의 급수계통(31, 35)에는 각각 전동기구동펌프, 증기구동펌프가 개개의 배관과 밸브를 가지며 또한 서로 연결하는 배관연결점(42, 43)을 구비한다.
또한, 두 개의 급수계통(31, 35)에서의 배관연결점(42, 43)을 다시 상호연결배관(44)으로 연결하여 비상급수 계통(40)의 디젤구동 펌프의 밸브(41)와 연결하여 비상시에도 급수를 원활히 할 수 있도록 하는 것이다.
한편, 격납건물 내부에 있는 증기발생기(32, 36)에는 각각 두개의 조절밸브(45, 46, 47, 48)를 구비하여 하나의 조절밸브가 작동되지 않더라도 비상급수를 원활하게 공급할 수 있도록 하는 것이다.
이상과 같이, 본 발명의 비상급수 시스템과 종래의 비상급수 시스템과의 차이점은 독립적으로만 가동되던 서브시스템을 서로 연결하는 것으로, 두 개 급수계통(31, 35)에 구비된 각각의 전동기구동펌프와 증기구동펌프의 배관을 배관연결점(42, 43)으로 상호 연결하여 비상급수의 공급을 다양하게 변화시켜서 사고에 대응할 수 있도록 하며, 각 서브시스템의 배관연결점(42, 43)을상호연결배관(44)에 연결하고 본 발명의 비상급수 계통(33)에 연결하여 비상급수의 공급을 안전하게 공급할 수 있도록 하는 것이다.
또한, 증기발생기(32, 36)에는 각각 두개의 조절밸브(45~48)를 구비하여 하나의 조절밸브가 작동되지 않더라도 비상급수를 원활하게 공급할 수 있도록 하는 것이다.
상술한 바와 같이, 본 발명은 원자력 발전소의 완전 전원 상실의 사고 시에는 원자력 발전소의 핵연료 손상 및 방사능 누출을 방지할 수 있도록 두개의 서브시스템 공용으로 디젤구동 펌프, 배관 및 수동밸브 등을 설치하여 비상급수를 안정적으로 공급하는 것이다.
또한, 비상급수 기능의 다중성을 유지할 수 있도록 각 서브시스템 간의 배관연결점(42, 43)을 설치하고, 격납건물 내부에 위치한 증기발생기(32, 36)로 입력되는 비상급수를 조절할 수 있도록 하나의 증기발생기(32, 36)에 두개의 조절 밸브(45~48)을 구비하여 안전하게 비상급수를 제공하는 것이다.
이상과 같이, 본 발명은 원자력 발전소에 운전중 급수상실, 증기발생기 튜브누설, 원자로 냉각제 상실사고 및 발전소 완전 전원 상실 사고, 밸브의 고착발생 시에 증기발생기로 비상급수를 계속적으로 안전하게 공급할 수 있어서 원자로 냉각재 계통을 냉각하고 원자로 및 연료손상 방지, 증기발생기를 통한 1차 측에서 2차 측으로 방사능 누출을 차단하여 원자력 발전소 비상급수 시스템의 안전성을 향상시키는 효과가 있다.

Claims (5)

  1. 원자력 발전소에서 비상급수를 공급하는데 있어서,
    급수를 저장하여 공급하는 비상급수 탱크;
    상기 비상급수 탱크에서 급수를 공급받아 증기발생기로 제공하는 급수계통;
    상기 급수계통의 이상이 발생 시에 비상급수를 공급하는 비상급수계통;
    상기 급수계통과 상기 비상 급수계통으로부터 비상급수를 공급받는 증기발생기를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 비상급수 시스템.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 급수계통은, 전동기구동펌프와 증기구동펌프의 각각의 배관수단과 상기 배관수단을 서로 연결하는 제 1 상호연결 배관수단;
    상기 각각의 배관수단에 연결된 각각의 밸브수단과 상기 밸브수단을 상호 연결하여 상기 증기발생기로 비상 급수하는 서브시스템 A;
    다른 비상급수 탱크에 연결된 전동기구동펌프와 증기구동펌프의 각각의 배관수단과 상기 배관수단을 서로 연결하는 제 2 상호연결 배관수단;
    상기 각각의 배관수단에 연결된 각각의 밸브 수단과 상기 밸브 수단을 상호 연결하여 증기발생기로 비상 급수하는 서브시스템 B를 특징으로 하는 원자력 발전소의 비상급수 시스템.
  3. 제 2항에 있어서,
    상기 비상급수 계통은, 상기 제 1 상호연결 배관수단과 상기 제 2 상호연결 배관수단을 상호 연결하는 제 3 상호연결 배관수단;
    상기 제 3상호연결 배관수단에 연결된 비상 급수펌프와 밸브를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 비상급수 시스템.
  4. 제 3항에 있어서,
    상기 비상급수 펌프는 전원이 상실되어도 비상급수를 공급할 수 있는 디젤구동 급수 펌프인 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 비상급수 시스템.
  5. 제 2항 내지 제 4항에 있어서,
    상기 밸브는 비상급수밸브, 역지밸브, 수동밸브로 구비되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 비상급수 시스템.
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101234570B1 (ko) * 2011-09-19 2013-02-19 한국원자력연구원 냉각재 상실사고 완화가 가능한 일체형 원자로 및 그 완화방법
KR20160003006U (ko) 2015-02-24 2016-09-01 김흥일 비상발전기 냉각용 물순환 시스템
KR20220095914A (ko) * 2020-12-30 2022-07-07 한국수력원자력 주식회사 증기발생기의 냉각재 계통 및 원자력 발전소의 중대 사고 시 증기발생기에 냉각재를 공급하는 방법

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4654190A (en) * 1984-04-05 1987-03-31 Westinghouse Electric Corp. Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant
US4666662A (en) * 1984-07-10 1987-05-19 Westinghouse Electric Corp. Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor
KR20010076565A (ko) * 2000-01-26 2001-08-16 이종훈 원자력 발전소의 피동이차응축시스템

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101234570B1 (ko) * 2011-09-19 2013-02-19 한국원자력연구원 냉각재 상실사고 완화가 가능한 일체형 원자로 및 그 완화방법
KR20160003006U (ko) 2015-02-24 2016-09-01 김흥일 비상발전기 냉각용 물순환 시스템
KR20220095914A (ko) * 2020-12-30 2022-07-07 한국수력원자력 주식회사 증기발생기의 냉각재 계통 및 원자력 발전소의 중대 사고 시 증기발생기에 냉각재를 공급하는 방법

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