KR20130000572A

KR20130000572A - 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법

Info

Publication number: KR20130000572A
Application number: KR1020110061160A
Authority: KR
Inventors: 강한옥; 박천태; 이준; 박근배; 최순
Original assignee: 한국원자력연구원
Priority date: 2011-06-23
Filing date: 2011-06-23
Publication date: 2013-01-03
Also published as: KR101250479B1

Abstract

안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법을 개시한다. 상기 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비는 원자로용기의 외부를 둘러싸는 안전보호용기, 상기 안전보호용기의 내부에 구비되고, 제1안전주입배관을 통해 상기 원자로용기의 안전주입노즐에 연결되는 안전주입탱크, 상기 안전보호용기의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되고, 제2안전주입배관을 통해 상기 안전주입노즐에 연결되는 집수조, 상기 안전보호용기 내에 설치되는 압력억제풀, 일단이 상기 압력억제풀에 연결되고, 타단은 상기 집수조의 상부 대기 영역까지 연장되어 형성되는 연결관 및 증기발생기에 연결되어 별도의 수조에 설치되어있는 응축열교환기를 통해 노심의 잔열과 원자로냉각재계통 현열을 제거하는 피동잔열제거계통을 포함하며, 상기 피동잔열제거계통은 출구배관에 자연순환 유량을 조절하는 오리피스가 설치되어 있는 것을 특징으로 한다.

Description

안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법{Apparatus for safety improvement of passive type emergency core cooling system with a safeguard vessel and Method for heat transfer-function improvement using thereof}

본 발명은 유체계통설계에 관한 것으로, 보다 상세하게는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법에 관한 것이다.

일반적으로 원자력발전소는 보통 100개 이상의 개별적 기능을 가진 계통으로 구성되는데, 이들은 크게 원자로 (nuclear reactor)를 중심으로 한 핵증기 공급계통(nuclear steam supply system)과 증기를 공급받아 발전기를 돌리는 터빈, 발전기계통 그리고 기타 부수설비로 구분된다.

여기서, 특히 원자로는 핵분열성 물질의 연쇄핵분 열반응을 인공적으로 제어하여 열을 발생시키거나 방사성 동위원소 및 플루토늄의 생산, 또는 방사선장 형성 등의 여러 목적에 사용할 수 있도록 만들어진 장치이다.

감속재와 냉각재로 물을 사용하는 가압수형 원자로(pressurized water reactor)는 구조적인 특징에 따라 분리형(loop type) 및 일체형(integral type) 원자로로 구분된다.

분리형 원자로에서는 격납용기 내에 원자로, 가압기, 증기발생기 및 냉각재펌프가 분리되어 배치되고 이들은 각각 배관을 통해 연결된다. 또한, 증기발생기에는 증기터빈이 배관을 통해 연결되어 증기발생기로부터 공급되는 증기를 이용하여 발전기를 돌림으로써 전기를 생산하게 된다.

반면, 일체형 원자로는, 도 1에 도시된 바와 같이, 핵증기 공급계통을 구성하는 가압기(13), 증기발생기(14), 냉각재펌프(15) 등의 주요 기기가 노심(12)과 함께 동일한 한 개의 원자로용기(11) 내에 외부로 노출되는 배관없이 설치된다.

상기 노심(12)에서 가열된 냉각재는 냉각재펌프(15)로 공급되고, 이어서 냉각재펌프(15)를 지나면서 흐름 방향이 아래로 바뀌어 증기발생기(14) 상부의 환형공동으로 공급되며, 증기발생기(14) 내에서의 열교환에 의해 냉각된 후 다시 노심(12)으로 공급되는 순환 과정을 반복하게 된다.

원자력발전소에서 방사능 누출과 관련하여 가장 중요한 사고 중 하나는 원자로냉각재계통의 압력 경계가 파손되어 방사성 물질이 외부 환경으로 누출되는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident; LOCA)이다.

상술한 바와 같이, 일체형 원자로는 가압기(13), 증기발생기(14), 냉각재펌프(15) 등의 주요 기기가 원자로용기(11)의 내부에 설치되어 이들을 연결하기 위한 대형 배관이 필요치 않으므로, 분리형 원자로에서와 같은 대형냉각재상실사고를 근원적으로 배제할 수 있다. 즉, 안전성이 뛰어나고 소형화가 가능하며 경제성을 크게 향상시키는 장점이 있다.

그러나 안전계통과 보조계통의 동작을 위한 다수의 소형 배관이 설치되며, 동시에 원자로용기(11) 내부의 온도, 유량 또는 압력 등을 측정하기 위한 소형 계측 배관이 설치되므로, 이들 배관의 파단에 의한 소형 냉각재상실사고의 발생을 원천적으로 방지할 수는 없다. 따라서, 소형 냉각재상실사고의 발생에 대비한 비상노심냉각설비의 설치가 필요하다.

종래의 분리형 가압경수로에서는 냉각재상실사고가 발생한 경우, 고압 및 저압 안전주입펌프로 구성되는 능동계통과, 질소 가스로 가압된 안전주입탱크를 이용한 피동 계통을 조합한 비상노심냉각설비를 활용하여 파단 배관을 통해 빠져나간 원자로 내부의 냉각재를 보충한다.

냉각재상실사고가 발생한 초기에는 핵연료재장전수탱크(Refueling Water Tank; RWT)로부터 물이 고압 및 저압 주입펌프에 의해 원자로로 주입되고 안전주입탱크의 가압된 물이 피동적으로 원자로로 주입된다. 핵연료재장전수탱크 및 안전주입탱크의 물이 고갈되는 사고 후기에는 격납용기 내의 집수조에 수집된 물이 고압안전주입펌프를 거쳐 원자로로 주입된다.

이와 같이 펌프와 같은 능동 기기에 주로 의존하는 배관파단사고시의 냉각재 보충 방법은 지난 수 십년 동안 원자력발전소에 적용되어 성공적으로 운영되어 왔으며 그 안정성이 입증된 바 있다. 그러나 많은 수의 펌프 및 밸브를 포함하는 능동안전계통의 사용은 원자로 운전 및 운영의 복잡성을 증대시키는 동시에 초기 건설 비용의 증가를 유발하며, 능동펌프를 구동하기 위한 매우 큰 구동전력을 필요로 하기 때문에, 원자력발전소의 경제성을 저하시키는 문제점을 가지고 있다.

이에 따라 원자력발전소의 안정성과 경제성을 획기적으로 향상시킬 필요성이 제기되었으며, 근래에는 이를 만족시키기 위한 다양한 피동개념을 도입한 안전계통이 발명되고 있다. 피동안전계통은 중력, 자연순환, 가스 압축력 등 피동력을 사용하여 계통을 작동시키므로 기존 원자력발전소의 능동안전계통에 비해 발전소의 단순성, 안전성 및 신뢰성을 증진시킬 수 있다.

그 예로 원자로용기와 안전보호용기 사이의 압력평형에 의해 냉각재상실사고시의 방출 유량을 제한하는 방법이 러시아에서 제안된 바 있다. 이는 안전보호용기의 설계압력을 증가시키고 자유체적을 제한함으로써, 냉각재상실 사고가 발생하였을 때 원자로용기와 안전보호용기 간의 압력평형에 의해 원자로용기로부터의 냉각재 방출을 조기에 완화 및 정지시킬 수 있는 방법이다.

이와 같이 고압의 설계압력을 가지는 안전보호용기 개념은 안전주입펌프와 같은 능동 기기를 도입하지 않고 피동적이고 단순한 과정을 통해 원자로용기 내의 수위를 유지시킬 수 있는 동시에 냉각재 상실을 사고 초기에 중단시킬 수 있다. 그러나 안전보호용기의 설계 온도 및 압력을 매우 높게 설정해야 하므로, 안전보호용기를 제작하기 위한 비용 및 기간이 증가되고 안전보호용기 내부에 설치되는 기기 및 케이블에 대한 내환경 기준이 강화되어야 하는 단점이 있다.

또한, 안전보호용기의 벽 두께는 설계압력과 용기의 직경에 비례하므로 설계압력을 높일 경우 제작 가능성 및 경제성 측면에서 안전보호용기의 크기를 증가시키는 것이 어렵다. 결과적으로 핵증기공급계통의 원활한 작동을 위해 필요한 보조계통 및 안전계통을 안전보호용기 내부에 배치하는데 어려움이 발생한다.

더불어, 안전보호용기 외벽 냉각을 통해 안전보호용기의 온도/압력이 감소할 경우 원자로용기 내부의 노심에서 발생한 붕괴열에 의해 적은 양의 냉각재가 지속적으로 안전보호용기로 방출되어 노심이 노출될 수 있으므로 이를 방지하기 위한 별도의 대처설비가 요구된다.

한편, 미국의 웨스팅하우스에서 개발된 일체형원자로인 IRIS에서는 압력억제탱크를 도입하여 상기 안전보호용기에 대응하는 철제 보호용기의 설계 압력을 낮추었으며, 이로 말미암아 기존의 러시아에서 개발된 안전보호용기에 비해 철제 보호용기 자체의 제작 비용 및 내부 기기 내환경 요건 측면에서 유리한 입지를 확보하였다.

IRIS에서는 원자로용기의 안전주입노즐을 원자로용기의 하단부에 설치함으로써 냉각재상실사고 후반기에 원자로 공동에 모인 물이 피동적으로 원자로용기로 주입되는 방식을 채택하고 있다. 또한, 노심의 상단보다 높은 위치에 설치된 압력억제탱크로부터 안전주입노즐로 배관이 연결되어 있어, 원자로용기와 철제 보호용기 사이의 압력 평형이 달성된 이후에 압력억제탱크 내부의 물이 수두차에 의해 원자로용기로 주입됨으로써 원자로용기의 수위를 유지시킬 수 있다.

이와 같이, 냉각재상실사고 후반기에 피동적인 냉각재 재순환을 가능케 하기 위해 안전주입노즐을 원자로용기의 하단에 위치시킬 경우, 안전주입배관이 파단되는 사고 초기에 냉각재의 방출량이 매우 큰 반면 원자로 내부의 압력이 느리게 감소하므로, 원자로용기와 철제 보호용기 간의 압력평형이 달성되기까지 상당한 시간이 소요될 수 있는데, 이를 부연하여 설명하면 다음과 같다.

사고 초기에 원자로 내부의 냉각재는 물과 증기가 혼합된 상태로서 하부의 물 영역과 상부의 증기 영역으로 구분될 수 있는데, 원자로용기의 하단에 위치한 안전주입노즐은 물 영역과 접하게 되어 물 상태의 냉각재를 우선적으로 배출시키게 된다. 이와 같이 물 상태의 냉각재만 배출되는 상태에서는 증기 상태의 냉각재가 배출되는 경우에 비해 방출되는 냉각재의 질량 유량(mass flow; 이하 방출 유량이라 칭함)이 상대적으로 크고 원자로 내부의 압력 강하도 느리게 진행된다. 따라서, 원자로용기와 철제 보호용기 간의 압력평형이 이루어지지 않은 상태에서 냉각재가 지속적으로 방출될 수 있으므로, 이를 방지하기 위해서는 별도의 자동감압계통이 추가적으로 요구된다.

또한 안전주입노즐과 연결되는 주입배관의 파단에 의한 냉각재 방출을 감소시키기 위해서는 주입배관의 직경을 작게 제작해야 하는데, 주입배관의 직경이 작아지는 경우 재순환 운전시 격납용기 내부에 존재하는 보온재, 코우팅 등의 이물질의 유입에 의해 안전주입노즐이 막힐 가능성이 커지게 된다. 이러한 문제는 이물질의 유입을 차단할 수 있는 스크린을 안전주입노즐의 입구 전단에 설치함으로써 해결할 수 있는데, 안전주입노즐이 위치한 원자로용기 하단부 주변에는 내부 공간이 협소한 원자로 공동이 형성되어 있어 스크린의 설치에 장애가 될 수 있다.

또한, 안전주입노즐보다 높은 곳에 위치한 압력억제탱크에서 원자로용기로 물을 주입하는 구조로 인해 주입노즐과 압력억제탱크를 연결하는 연결배관에는 능동격리밸브 및 체크밸브의 설치가 필수적으로 요구되는데, 냉각재 상실사고시 능동 격리밸브 및 체크밸브가 손상을 입거나 오작동하여 압력억제탱크의 격납용기 내부 압력에 대한 압력 억제 기능이 정상적으로 이루어지지 않는 경우, 최종 단계의 방사능 물질 차단 기능을 수행하는 철제 보호용기의 건전성이 저해될 가능성이 있다.

위와 같은 문제점을 해결하기 위하여 기존에 일체형 원자로의 안전성을 향상시키기 위해 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형 비상노심냉각설비에 관한 발명들이 개발되고 있다.

그러나, 이러한 발명들은 안전보호용기 외벽에서의 자연순환 공기에 의한 피동 냉각 방식을 채택하고 있는데 공기의 열제거량이 크기 않고 안전보호용기 열전달 표면적에 의해 열전달량이 제한되는 단점이 존재한다. 또한 LOCA 사고시 파단부위를 통한 방출량을 감소시키기 위해서는 피동잔열제거계통을 통하 냉각능력의 증가가 필요하지만 기존의 특허에서는 피동잔열제거계통 열전달량의 증가를 위한 설계가 도입되지 않았다.

본 발명이 해결하고자 하는 과제는 안전보호용기 외벽에서의 자연순환 공기에 의한 피동 냉각 방식을 채택하고 있는 기존의 특허에서 발생되는 공기의 열제거량이 크기 않고 안전보호용기 열전달 표면적에 의해 열전달량이 제한되는 단점 및 LOCA 사고시 파단부위를 통한 방출량을 감소시키기 위해서는 피동잔열제거계통을 통하여 냉각능력을 증가시키기 위하여 피동잔열제거계통의 열전달량을 증가 시킬 수 있는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비의 안전성 향상을 위한 장치 및 그 운전방법을 제공하는 것이다.

상기 과제를 해결하기 위한 본 발명의 실시 예에 따른 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비의 안전성 향상을 위한 장치는 원자로용기의 외부를 둘러싸는 안전보호용기, 상기 안전보호용기의 내부에 구비되고, 제1안전주입배관을 통해 상기 원자로용기의 안전주입노즐에 연결되는 안전주입탱크, 상기 안전보호용기의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되고, 제2안전주입배관을 통해 상기 안전주입노즐에 연결되는 집수조, 상기 안전보호용기 내에 설치되는 압력억제풀, 일단이 상기 압력억제풀에 연결되고, 타단은 상기 집수조의 상부 대기 영역까지 연장되어 형성되는 연결관 및 증기발생기에 연결되어 별도의 수조에 설치되어있는 응축열교환기를 통해 노심의 잔열과 원자로냉각재계통 현열을 제거하는 피동잔열제거계통을 포함하며, 상기 피동잔열제거계통은 출구배관에 자연순환 유량을 조절하는 오리피스가 설치되어 있는 것을 특징으로 한다.

상기 오리피스는 Non-LOCA 사고시, 상기 피동잔열제거계통이 작동할 때, 이차측을 통한 열제거량을 조절하는 것을 특징으로 한다.

상기 오리피스는 실제배관 배치 과정에서 발생할 수 있는 각 계열 간의 압력손실 값을 보상하여 각각의 계열이 동일한 설계유량을 갖도록 하는 것을 특징으로 한다.

상기 피동잔열제거계통은 이중의 격리밸브가 구성되되, 상기 이중 격리밸브 중 어느 하나는 Non-LOCA 시 동작하도록 설계되며, 다른 하나는 small-LOCA 시 동작하도록 설계되며, 상기 피동잔열제거계통은 Non-LCOA 사고시에, 오리피스를 통한 경로를 이용해 열을 제거하며, LOCA 사고시에는 오리피스를 우회하는 경로의 격리밸브를 개방하여 상기 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 것을 특징으로 한다.

상기 과제를 해결하기 위한 본 발명의 실시 예에 따른 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비의 안전성 향상을 위한 장치의 운전방법은 안전보호용기 격실과 인접해 있는 핵연료재장전수탱크 사이의 연결배관과 피동잔열제거계통 내에 격리밸브를 설치하는 단계, 냉각재상실 사고가 발생하였을 때, 상기 격리밸브를 개방하여 핵연료재장전수탱크의 물을 상기 안전보호용기 격실로 유입하여, 상기 안전보호용기 외벽에서 비등을 유발시키는 단계 및 상기 비등 과정에서 발생된 증기를 배기 경로를 거쳐 외부환경을 배출시키는 단계를 포함한다..

상기 과제를 해결하기 위한 본 발명의 다른 실시 예에 따른 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비의 안전성 향상을 위한 장치의 운전방법은 핵연료재장전수탱크로부터 유입된 물이 고갈된 이후 외부 대기로부터 자연순환에 의해 유입된 공기로부터 안전보호용기의 외벽을 냉각시키는 단계, 원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계 및 상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계를 포함한다.

상기 원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계는 응축현상이 발생하는 표면적을 증기시킴으로써 비응축가스 존재하에서 응축열전달량을 증가시키기 위한 단계인 것을 특징으로 한다.

상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계는 대류현상에 의해 열전달이 일어나는 표면적으로 증기시킴으로써 단상 자연대류 열전달량을 증가시키기 위한 단계인 것을 특징으로 한다.

상기 원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계는 상기 핀과 핀사이에서 발생되는 국부적인 비응축가스 밀집현상을 완화시키기 위해 판 사이의 간격을 넓게 처리하는 단계인 것을 특징으로 한다.

상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계는 유입되는 공기의 유속을 증가시키기 위해 상기 핀과 핀 사이의 간격을 좁게 설치하는 단계인 것을 특징으로 한다.

본 발명에 따르면, 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비의 안전성 향상 방법과 장치를 도입할 경우 냉각재상실사고가 발생하였을 경우 일체형원자로의 안전성과 신뢰성을 증가시킬 수 있다.

도 1은 일반적인 일체형 원자로의 구조를 나타내는 종단면도이다.
도 2는 본 발명의 실시 예에 따른 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 나타낸 블럭도이다.
도 3은 도 2에 도시된 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열 전달량 증가 방법을 나타낸 플로우 차트이다.
도 4는 도 2에 도시된 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 다른 열전달량 증가 방법을 나타낸 플로우 챠트이다.
도 5는 도 2에 도시된 격리밸브를 보다 구체적으로 나타낸 확대도이다.

아래에서는 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시 예에 대하여 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 그러나 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며, 여기에서 설명하는 실시 예에 한정되지 않는다. 그리고 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 유사한 부분에 대해서는 유사한 도면 부호를 붙였다.

명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함"한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성 요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다.

본 발명과 본 발명의 동작상의 이점 및 본 발명의 실시에 의하여 달성되는 목적을 충분히 이해하기 위해서는 본 발명의 바람직한 실시 예를 예시하는 첨부 도면 및 도면에 기재된 내용을 참조하여야 한다.

도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 나타낸 블럭도이다.

도 1에 도시된 바와 같이, 본 발명의 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비는 원자로용기의 외부를 둘러싸는 안전보호용기(20), 안전주입탱크(21), 집수조(22), 압력억제풀(23), 연결관(33) 및 피동잔열제거계통(50)을 포함한다.

상기 안전보호용기(20)는 원자로용기의 외부를 둘러싸이도록 설계된다.

상기 안전주입탱크(21)는 상기 안전보호용기(20)의 내부에 구비되고, 제1안전주입배관(31)을 통해 상기 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)에 연결되도록 설계된다.

상기 집수조(22)는 상기 안전보호용기(20)의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되고, 제2안전주입배관(32)을 통해 상기 안전주입노즐(17)에 연결도록 설계된다.

상기 압력억제풀(23)은 상기 안전보호용기 내에 설치된다.

상기 연결관은(33) 일단이 상기 압력억제풀(23)에 연결되고, 타단은 상기 집수조의 상부 대기 영역까지 연장되어 형성되도록 설계된다.

상기 피동잔열제거계통(50)은 증기발생기에 연결되어 별도의 수조에 설치되어있는 응축열교환기(52)를 통해 (12)노심의 잔열과 원자로냉각재계통 현열을 제거하는 역할을 수행한다.

보다 구체적으로, 안전보호용기(20)는 구형 또는 타원형의 철제 용기로서 방사성 물질의 누출을 제한하고 냉각재상실사고시 원자로용기(11)와 안전보호용기(20) 사이의 압력평형을 통해 파단부에서 냉각수 방출량을 제한하는 기능을 한다. 여기서, 안전보호용기(20)의 외벽냉각은 공기의 자연순환에 의한 피동냉각방식을 이용한다.

안전주입탱크(21)는 축압기 방식의 질소가압 탱크로서 원자로용기(11)의 압력이 탱크의 설정압력 이하로 낮아지면 압력차이에 의하여 탱크내의 물을 제1안전주입배관(31)을 통해 원자로용기(11) 내부로 주입시킨다.

집수조(22)는 원자로용기(11)의 안전주입노즐(17)보다 높은 위치에 설치되며, 내부에 수집된 물은 중력에 의해 이물질 제거를 위해 스크린(미도시)을 통과한 후, 제2안전주입배관(32)을 통해 원자로용기(11) 내부로 주입된다. 여기서, 집수조(22)의 위치를 고려하면 원자로용기(11)에서 방출되는 물의 일부분은 집수조(22)에 모이지 않고 집수조(22) 하부에 위치한 구조물 또는 원자로 공동(19)에 모일 수 있다.

따라서, 본 실시 예에서는 냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기(20)의 내부 구조물 표면과 안전보호용기(20) 벽면에서 증기의 응축현상에 의해 발생하는 물이 집수조(22)에 모이는 비율을 증가시키기 위하여 아래의 두 가지 요소를 고려하여 설계한다.

첫째, 집수조(22)를 안전보호용기(20)의 내벽 상부에 내벽의 둘레를 따라 내벽의 일부면과 함께 집수 공간을 형성할 수 있도록 설계함으로써 그 상부의 모든 구조물 및 안전보호용기(20) 벽면에서 발생한 응축수가 벽면을 따라 집수조(22)로 모일 수 있도록 한다.

둘째, 집수조(22) 하부에서 외부 대기와의 열전달을 가능한 한 억제시켜 응축현상이 일어나지 않도록 안전보호용기(20)를 설계한다. 이를 위해서 안전보호용기(20)의 외벽 상부는 외부 공기에 충분히 노출되어 외부 공기의 자연순환에 의해 냉각이 이루어지도록 구성하는 반면, 안전보호용기(20)의 외벽 하부는 콘크리트 구조물 또는 단열재를 이용하여 공기로부터 열적으로 차폐되도록 설계한다.

압력억제풀(23)은 안전보호용기(20) 내의 하부에 설치되고 일정한 설정 압력으로 밀폐되어 있는 용기로서 냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기(20)의 증기를 응축시켜 안전보호용기(20)의 최대 압력을 낮추는 기능을 수행한다. 안전보호용기(20)의 내부 공간과 압력억제풀(23)을 연결해주는 연결관(33)의 일단은 압력억제풀(23)의 물 영역 내부에 위치하며, 타단은 집수조(22)의 상부 대기 영역에 위치한다.

이와 같이, 구성된 압력억제풀(23)은 냉각재상실사고시 사고 초기에 안전보호용기(20) 내의 고압 증기를 연결관(33)을 통해 물 영역 내에 유입시켜 응축시킴으로써 안전보호용기(20)의 최대 압력을 제한하는 역할을 수행한다.

또한, 사고 증기에 안전보호용기(20)의 내부 압력이 물 영역의 압력보다 낮아지는 압력 역전이 발생하는 현상을 이용하여 내부의 물을 연결관(33)을 통해 집수조(22) 내로 배출시킴으로써 집수조(22)를 경유하여 원자로용기(11) 내부로 물을 공급하게 된다. 이러한 압력 조절 및 물 공급 기능은 계통의 초기 작동 및 구동을 위한 어떠한 동적 기기, 즉 각종 밸브 및 펌프 등의 도움 없이 순수하게 피동적인 원리에 의해서만 이루어진다.

따라서, 모든 안전계통이 동작하지 않는 설계기준초과사고가 발생할 경우에도 압력억제풀(23)의 오동작 가능성을 현저히 감소시킴으로써 안전보호용기(20)의 압력 억제 기능을 통해 방사성 물질의 외부 누출을 최대한 방지할 수 있다.

도 3은 도 2에 도시된 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법을 나타낸 플로우 차트이며, 도 4는 도 2에 도시된 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 다른 열 전달량 증가 방법을 나타낸 플로우 챠트이다.

이하에서는 도 3 및 도 4를 참조하여, 본 발명인 피동형 비상노심냉각설비는 크게 안전보호용기 외벽을 통한 열제거량을 증가시키기 위한 방안과 냉각재상실사고시 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 방안을 설명하도록 한다.

먼저, 안전보호용기(20) 외벽을 통한 열제거량을 증가시키기 위한 방안으로, 안전보호용기(20) 외벽을 물로 채워 비등열전달에 의해 열전달이 발생하도록 한다.

그리고 나서, 물이 비등하여 고갈된 후의 열제거량을 증가시키기 위해 안전보호용기 내/외부에 핀형(5)의 구조를 추가설계한다.

이러한 방식을 통해 펌프와 같은 능동기기를 도입하지 않고 안전보호용기를 통한 열제거량을 증가시킬 수 있다.

냉각재상실사고시 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 방안으로는 냉각재상실사고시 파단 부위를 통한 방출량을 감소시키기 위해 피동잔열제거계통 오리피스 우회 유로(53)를 설치한 후, 격리밸브(54)를 설치한다.

상기 격리밸브(54)는 정상운전 또는 Non-LOCA시에는 격리되어 있으며 냉각재상실사고에 개방되어 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 역할을 한다.

추가적으로, 안전보호용기(20) 외벽을 통한 열전달량을 증가시키기 위한 두 번째 방안은 핵연료재장전수탱크로부터 유입된 물이 고갈된 이후의 냉각에 대한 것이다.

핵연료재장전수탱크로부터 유입된 물이 고갈된 이후 외부 대기로부터 자연수환에 의해 유입된 공기에 의해 지속적으로 안전보호용기 외벽냉각이 이루어진다.

이러한 외벽냉각은 안전보호용기(20) 표면적에 비례한다.

따라서, 자연순환에 의해 유입된 공기의 유속이 크지 않으며 안전보호용기의 표면적이 제한적이기 때문에 물이 고갈된 이후의 외벽을 통한 열전달량은 급격히 감소하게 된다.

이러한 단점을 극복하기 위해 원자로용기 내벽 및 외벽에 핀(5,6)을 설치한다.

상기 원자로용기(20) 내벽에 설치된 핀(5)은 응축현상이 발생하는 표면적을 증가시킴으로써 비 응축가스 존재하에서의 응축열전달량을 증가시키는 역할을 수행한다.

상기 원자로용기(20) 내벽에 설치된 핀(5)은 핀 사이에서의 국부적인 비 응축가스 밀집현상을 완화시키기 위해 판 사이의 간격이 넓게 형성된다.

다음으로, 원자로용기(20) 외벽에 설치된 핀(6)은 대류현상에 의해 열전달이 일어나는 표면적을 증가시킴으로써 단상 자연대류 열전달량을 증가시킨다.

상기 원자로용기(20) 외벽에 설치되는 핀(6)은 유입되는 공기의 유속을 증가시키기 위해 판 사이의 간격이 좁게 형성된다.

이때, 일체형 원자로의 피동잔열제거계통은 원자로 정지 후, 2차계통을 이용한 원자로냉각재계통의 냉각이 불가능할 경우, 증기발생기(14)를 통해 노심의 잔열과 원자로냉각재계통의 현열을 제거하여 원자로냉각재계통을 임의의 출력운전 온도로부터 고온정지 상태까지 냉각시켜 정지냉각계통이 운전을 개시할 수 있는 온도까지 냉각시킨다.

노심(12)의 잔열 및 원자로냉각재계통의 현열은 증기발생기(14)를 통해 피동잔열제거계통(50)으로 전달되며, 전달된 열은 밀도차에 의해 발생된 자연순환 유동에 의해 응축열교환기(52)를 통해 제거된다.

피동잔열제거계통(50)의 열제거량은 자연순환 유량에 비례한다. 피동잔열제거계통의 출구 배관(55)에는 자연순환 유량을 조절하기 위해 오리피스(56)가 설치되어 있다.

이 오리피스(56)는 첫째, Non-LOCA 사고에 대해 피동잔열제거계통이 작동할 때 이 차측을 통한 열제거량이 너무 크지 않도록 조절하는 기능을 수행한다.

둘째, 실제 배관 배치 과정에서 발생할 수 있는 각 계열간의 압력손실 값을 보상하여 각각의 계열이 동일한 설계유량을 내도록 조절하는 기능을 수행한다.

본 발명의 냉각재상실사고시 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키기 위한 방안은 각 계열의 설계유량 조절 목적으로 설치된 오리피스를 우회하는 경로의 격리밸브를 개방하여 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시킨다.

증가된 열제거에 의해 일차 측 온도 및 압력이 좀 더 빠르게 감소되고 결과적으로 파단부위를 통한 방출량을 감소시킬 수 있다.

도 5는 도 2에 도시된 피동잔열제거계통에 구비된 격리밸브를 보다 구체적으로 나타낸 확대도이다.

좀 더 구체적으로, 도 5를 참조하면, 피동잔열제거계통(50)에는 이중의 격리밸브(제1격리밸브(A), 제2격리밸브(B))가 구비된다. 제1격리밸브(A)는 Non-LOCA 대치 목적으로 사용(A)하고, 제2격리밸브(B)는 small-LOCA 대치 목적을 사용한다.

상기 이중의 격리밸브(A,B)는 정상운전 또는 Non-LOCA시에는 격리되어 있으며 냉각재상실사고에 개방되어 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 역할을 한다. 한편 LOCA가 발생하였을 때, 파단부위를 통한 방출량은 원자로용기 내부 압력에 비례한다. 즉, 내부 압력이 높으면 파단 부위를 통한 방출량이 크다.

따라서 피동잔열제거계통(50)에 의해 원자로용기 내부 온도 및 압력을 감소시킬 경우 파단 부위를 통한 방출량이 감소하고 요구되는 안전주입유량을 감소시킬 수 있다.

이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시 예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것은 아니며, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능하다는 것은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 있어 명백하게 할 것이다.

5 : 내벽 핀 : 6 : 외벽 핀
11: 원자로용기 12 : 노심
14 : 증기발생기 17 : 안전주입노즐
18 : 기타관통노즐 19 : 원자로 공동
20 : 안전보호용기 21 : 안전주입탱크
22 : 집수조 23 : 압력억제풀
31 : 제1안전주입배관 32 : 제2안전주입배관
33 : 연결관 50 : 피동잔열제거계통
51 : 핵연료재장전수탱크 54 : 격리밸브
52 : 응축열교환기 53 : 우회유로
55 : 출구배관 56 : 오리피스

Claims

원자로용기의 외부를 둘러싸는 안전보호용기;
상기 안전보호용기의 내부에 구비되고, 제1안전주입배관을 통해 상기 원자로용기의 안전주입노즐에 연결되는 안전주입탱크;
상기 안전보호용기의 내벽 상부에 내벽 둘레를 따라 형성되고, 제2안전주입배관을 통해 상기 안전주입노즐에 연결되는 집수조;
상기 안전보호용기 내에 설치되는 압력억제풀;
일단이 상기 압력억제풀에 연결되고, 타단은 상기 집수조의 상부 대기 영역까지 연장되어 형성되는 연결관; 및
증기발생기에 연결되어 별도의 수조에 설치되어있는 응축열교환기를 통해 노심의 잔열과 원자로냉각재계통 현열을 제거하는 피동잔열제거계통을 포함하며,
상기 피동잔열제거계통은,
출구배관에 자연순환 유량을 조절하는 오리피스가 설치되어 있는 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비.
제1항에 있어서,
상기 오리피스는,
Non-LOCA 사고시, 상기 피동잔열제거계통이 작동할 때, 이차측을 통한 열제거량을 조절하는 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비.
제2항에 있어서,
상기 오리피스는,
실제배관 배치 과정에서 발생할 수 있는 각 계열 간의 압력손실 값을 보상하여 각각의 계열이 동일한 설계유량을 갖도록 하는 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비.
제1항에 있어서,
상기 피동잔열제거계통은,
이중의 격리밸브가 구성되되, 상기 이중 격리밸브 중 어느 하나는 Non-LOCA 시 동작하도록 설계되며, 다른 하나는 small-LOCA 시 동작하도록 설계되며, 상기 피동잔열제거계통은 Non-LCOA 사고시에, 오리피스를 통한 경로를 이용해 열을 제거하며, LOCA 사고시에는 오리피스를 우회하는 경로의 격리밸브를 개방하여 상기 피동잔열제거계통의 열제거량을 증가시키는 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비.
안전보호용기 격실과 인접해 있는 핵연료재장전수탱크 사이의 연결배관과 피동잔열제거계통 내에 격리밸브를 설치하는 단계;
냉각재상실 사고가 발생하였을 때, 상기 격리밸브를 개방하여 핵연료재장전수탱크의 물을 상기 안전보호용기 격실로 유입하여, 상기 안전보호용기 외벽에서 비등을 유발시키는 단계; 및
상기 비등 과정에서 발생된 증기를 배기 경로를 거쳐 외부환경을 배출시키는 단계를 포함하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.
핵연료재장전수탱크로부터 유입된 물이 고갈된 이후 외부 대기로부터 자연순환에 의해 유입된 공기로부터 안전보호용기의 외벽을 냉각시키는 단계;
원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계; 및
상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계를 포함하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.
제6항에 있어서,
상기 원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계는,
응축현상이 발생하는 표면적을 증기시킴으로써 비응축가스 존재하에서 응축열전달량을 증가시키기 위한 단계인 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.
제6항에 있어서,
상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계는,
대류현상에 의해 열전달이 일어나는 표면적으로 증기시킴으로써 단상 자연대류 열전달량을 증가시키기 위한 단계인 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.
제7항에 있어서,
상기 원자로용기 내벽에 핀을 설치하는 단계는,
상기 핀과 핀사이에서 발생되는 국부적인 비응축가스 밀집현상을 완화시키기 위해 판 사이의 간격을 넓게 처리하는 단계인 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.
제8항에 있어서,
상기 원자로용기 외벽에 핀을 설치하는 단계는,
유입되는 공기의 유속을 증가시키기 위해 상기 핀과 핀 사이의 간격을 좁게 설치하는 단계인 것을 특징으로 하는 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비를 이용한 열전달량 증가 방법.