KR20140031199A - 원자로와 함께 사용되기 위한 열 제거 시스템 및 방법 - Google Patents
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Abstract
원자로는 원자로 용기, 원자로 용기를 둘러싸는 격납 용기 및, 원자로 용기내로부터의 냉각제를 수용하는 콘덴서를 포함한다. 격납 용기 및 콘덴서는 액체의 공통 원자로 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다.
Description
본 발명은 원자로와 함께 사용되기 위한 열 제거 시스템 및 방법에 관한 것이다.
원자로에서, 핵물질의 코어는 반응이 일어날 수 있도록 원자로 내부의 작은 체적에 제한된다. 많은 예에서, 제어된 핵반응은 연장된 기간 동안에 지속될 수 있으며, 이는 핵물질 코어의 연료 재충전이 필요하기 전의 수년간을 포함할 수 있다. 따라서, 다량의 물을 증기로 변환시키기 위한 열원으로서 이용될 때, 적절하게 설계된 원자로는 무탄소의 안정적이고 고도로 신뢰성 있는 에너지원을 제공할 수 있다.
2 개 또는 그 이상의 원자로가 원자로 부지에 위치될 때, 에너지 출력의 안정성 및 신뢰성은 증가될 수 있다. 그러한 구성에서, 제 1 원자로는 연료 재충전, 유지 관리, 수리등에 대하여 오프라인(off-line) 상태일 수 있는 반면에, 제 2 원자로는 그것의 정격 출력 파워 레벨에서 계속 기능할 수 있다. 추가적인 원자로들이 원자로 현장(site)에 통합되기 때문에, 에너지 출력의 안정성 및 신뢰성이 더욱 향상될 수 있다.
출력 전력의 안정된 흐름을 제공하기 위한 수단으로서 다수의 원자로 유닛들에 더하여, 현장에서 작동하는 개별적인 원자로 유닛들은 향상된 신뢰성에 더하여 높은 수준의 안전성을 증진시키는 방식으로 각각 설계될 수 있다. 예를 들어, 원자로 유닛은 원자로의 제 1 냉각 시스템을 열화시킬 수 있는 이벤트(event)들의 발생 동안 및 발생 이후에 보호를 제공하는 특징들을 포함할 수 있다. 그러한 이벤트들이 발생되면, 특정의 원자로가 안정된 조건에서 유지되는 것을 보장하도록 붕괴열(decay heat) 제거 시스템이 채용될 수 있다.
본 발명의 목적은 원자로의 개선된 열 제거 시스템 및 방법을 제공하기 위한 것이다.
일 실시예에서, 원자로는 원자로 용기, 원자로 용기를 둘러싸는 격납 용기 및, 원자로 용기 안으로부터의 냉각제를 수용하는 제 1 콘덴서를 포함하고, 격납 용기 및 제 1 콘덴서는 적어도 부분적으로 공통의 풀 안에 잠긴다.
다른 실시예에서, 원자로로부터 열을 제거하는 방법은 제어 장치를 작동시키는 단계 및, 제어 장치의 작동에 응답하여 증발된 냉각제를 콘덴서를 통하여 이송시키는 단계를 포함하고, 원자로의 격납 용기 및 콘덴서는 적어도 부분적으로 공통의 풀 안에 잠기고, 콘덴서 및 격납 용기는 공통의 풀의 액체와 직접 접촉한다.
다른 실시예에서, 원자로 및 관련 콘덴서를 사용을 위하여 구성하는 방법은, 콘덴서를 원자로에 구조적으로 또는 유체적으로 결합시키는 단계 및, 콘덴서 및 원자로를 액체의 공통의 풀에 적어도 부분적으로 잠기게 하는 단계를 포함하고, 적어도 부분적으로 잠긴 콘덴서는 공통의 풀의 액체와 직접 접촉한다.
다른 실시예에서, 열 제거 시스템은 원자로로부터 열을 제거하도록 작동될 수 있는 콘덴서를 포함하며, 콘덴서는 원자로를 둘러싸는 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다. 시스템은 또한 원자로의 냉각 성능의 열화를 검출하는 수단 및, 냉각 성능의 열화를 검출하는 수단으로부터의 출력 신호에 응답하여 증발된 냉각제가 콘덴서로 유동하는 것을 제어하는 수단을 포함한다.
첨부된 도면을 참조하여 비제한적인 특징들이 설명될 것이며, 동일한 도면 부호는 여러 도면들을 통하여 동일한 구성을 나타낸다.
도 1 은 제 1 구현예에 따른 열 제거 시스템을 구비한 원자로의 개략도이다.
도 2a 는 도 1 의 원자로의 일부를 도시하며, 도 2b 는 시간의 함수로서 콘덴서 입력 압력에 대한 그래프를 나타낸다.
도 3 은 원자로 및 관련 열 제거 시스템의 제 2 예에 대한 개략도이다.
도 4 는 열 제거 시스템의 몇가지 구현예들을 구비한 원자로의 개략도이다.
도 5 는 설비 고정구(service fixture)상에 놓인 원자로의 격납 용기에 대한 단부를 나타낸다.
도 1 은 제 1 구현예에 따른 열 제거 시스템을 구비한 원자로의 개략도이다.
도 2a 는 도 1 의 원자로의 일부를 도시하며, 도 2b 는 시간의 함수로서 콘덴서 입력 압력에 대한 그래프를 나타낸다.
도 3 은 원자로 및 관련 열 제거 시스템의 제 2 예에 대한 개략도이다.
도 4 는 열 제거 시스템의 몇가지 구현예들을 구비한 원자로의 개략도이다.
도 5 는 설비 고정구(service fixture)상에 놓인 원자로의 격납 용기에 대한 단부를 나타낸다.
원자로의 열 제거 방법 및 시스템이 설명된다. 일 구현예에서, 콘덴서는 격납 용기에 구조적으로 결합되고 (예를 들어, 부착되고, 장착되고, 고정되고, 용접되고 등등), 원자로 베이(reactor bay)에 있는 물에 적어도 부분적으로 잠긴다. 콘덴서 및 격납 용기는 원자로가 원자로 베이로부터 들어올려져서 설비 고정부(service fixture)상에 배치될 때 원자로와 함께 수송될 수 있다. 따라서, 원자로가 물이 충전된 원자로 베이로부터 제거될지라도, 콘덴서는 원자로 용기 안에서 발생되는 과도한 열을 제거하는 성능을 계속 제공할 수 있다.
다른 구현예에서, 열 제거 콘덴서는 원자로 풀(reactor pool)의 형상을 형성하는 구조체의 내부 표면(예를 들어, 벽, 바닥 또는 다른 내부 부분)에 구조적으로 결합된다. 그렇게 함으로써, 콘덴서 및 원자로는 콘덴서 및 원자로 양쪽을 위한 히트 싱크(heat sink)로서의 역할을 하는 액체의 공통적인 풀 안에 부분적으로 또는 완전히 잠길 수 있다. 일 예에서, 콘덴서 및 원자로는 배관 또는 다른 도관에 의해 유체 결합되며, 배관 또는 도관은 액체 및/또는 증기가 콘덴서와 원자로 사이에서 유동하는 것을 허용한다. 원자로 베이로부터 제거하기 전에, 콘덴서는 원자로로부터 결합 해제될 수 있다.
여기에서 이용되고 차후의 단락에서 보다 상세하게 설명되는 바로서, 본 발명의 실시예들은 다양한 원자로 기술을 포함할 수 있다. 따라서, 일부 구현예들은 가압된 물을 채용하는 원자로 기술을 포함할 수 있으며, 이것은 보론 및/또는 다른 화학제 또는 화합물, 끓는 물, 액체 금속 냉각, 기체 냉각, 용융염 냉각 및/또는 다른 냉각 방법을 포함할 수 있다. 구현예들은 우라늄 산화물, 우라늄 수산화물, 우라늄 질화물, 우라늄 탄화물, 혼합 산화물 및/또는 다른 유형의 방사성 연료를 채용하는 원자로들을 포함할 수도 있다. 주목되어야 하는 바로서, 실시예들은 그 어떤 특정한 유형의 원자로 냉각 메카니즘에 제한되지 않으며, 핵반응과 관련되거나 또는 핵반응에서 열을 발생시키도록 채용된 그 어떤 특정한 유형의 연료에도 제한되지 않는다.
일부 구현예들에서, 제어 장치의 입력 포트에 존재하는 신호는 원자로 용기내의 열교환기로부터, 격납 용기에 구조적으로 결합된 콘덴서로 또는 풀의 형상을 형성하는 원자로 베이의 내측 표면에 구조적으로 결합된 콘덴서로 냉각제가 유동하는 것을 허용하도록 작동된다. 제어 장치는 적어도 부분적으로 공칭 냉각 성능의 열화(degradation)를 검출하는 열화 센서(degradation sensor)의 출력 포트로부터 입력 포트에서의 신호의 결과로서 작동될 수 있다. 냉각 성능의 열화(degradation)는 급수(feed water)의 손실, 소외 전력(off-site power)의 손실, 냉각제 펌프의 고장, 급수를 운반하는 파이프 또는 다른 도관의 파괴, 급수 가열기의 손실, 또는 원자로 코어로 냉각제가 유동하는 것을 저해하거나, 열화시키거나 또는 감소시키는 그 어떤 다른 냉각 관련 이벤트(event)에 의해 발생될 수 있다.
특정의 구현예에서, 예를 들어, 증발된 냉각제는 열교환기로부터 액체의 풀에 적어도 부분적으로 잠겨 있는 콘덴서로 이송되는데, 액체의 풀에는 원자로도 적어도 부분적으로 잠겨 있을 수 있다. 원자로 풀을 포함하는 액체는 원자로 용기를 둘러싸는 격납 용기와 직접 접촉할 수 있고 또한 적어도 부분적으로 잠겨 있는 콘덴서와 직접 접촉할 수 있다. 상승된 온도인 증발 냉각제는 원자로 풀을 포함하는 액체와 콘덴서 사이의 열교환에 의해 응축될 수 있다.
도 1 은 제 1 구현예에 따른 열 제거 시스템을 채용하는 원자로의 개략도이다. 도 1 에서, 원자로 코어(105)는 실린더 형상 또는 캡슐 형상 원자로 용기(110)의 저부 부분에 위치된다. 원자로 코어(105)는 아마도 수년간의 주기에 걸쳐 발생될 수 있는 제어된 반응을 발생시킬 핵분열성 물질의 양을 포함한다. 도 1 에 명시적으로 도시되지 않을지라도, 원자로 코어(105)내에 핵분열 속도를 제어하도록 제어봉이 채용될 수 있다. 제어봉은, 은, 인듐, 카드뮴, 보론, 코발트, 하프늄, 디즈프로쥼(dysprosium), 가돌리듐, 사마륨, 에르븀 및 유로퓸 또는 이들의 합금 및 화합물을 포함할 수 있다. 그러나, 이들은 많은 가능한 제어봉 물질들의 일부일 뿐이다.
구현예들에서, 실린더 형상 또는 캡슐 형상 격납 용기(100)는 원자로 용기(110)를 둘러싸고 부분적으로 또는 완전히 원자로 풀내에 잠기는데, 예를 들어 수선(waterline, 199) 아래에 잠긴다. 원자로 용기(110)와 격납 용기(100) 사이의 체적은 부분적으로 또는 완전히 비워져서 원자로 용기(110)로부터 원자로 풀로의 열 전달을 감소시킬 수 있다. 그러나, 다른 실시예들에서, 원자로 용기(110)와 격납 용기(100) 사이의 체적은 적어도 부분적으로 기체 및/또는 액체로 채워져서 원자로와 격납 용기 사이의 열전달을 증가시킬 수 있다.
특정의 구현예에서, 원자로 코어(105)는 물과 같은 액체 안에 잠기는데, 물은 보론 또는 다른 첨가제를 포함할 수 있고, 원자로 코어의 표면과 접촉한 이후에 채널(130) 안으로 상승된다. 도 1 에서, 가열된 냉각제의 상방향 움직임은 채널(130) 안의 화살표(135)로 표시되어 있다. 냉각제는 열교환기(140, 145)의 상부를 넘어 이동하고, 원자로 용기(110)의 내측 벽을 따르는 대류에 의해 아래로 당겨져서, 냉각제가 열을 열교환기(140,145)에 전달하는 것을 허용한다. 원자로 용기의 저부 부분에 도달한 이후에, 원자로 코어(105)와의 접촉은 냉각제의 가열을 초래하며, 냉각제는 다시 채널(130)을 통해 상승한다.
열교환기(140,145)들이 도 1 에서 2 개의 별개 요소들로 도시되었을지라도, 열교환기(140,145)들은 채널(130)을 감싸는 다수의 헬리컬 코일들을 나타낼 수 있다. 다른 구현예에서, 다수의 헬리컬 코일들이 반대 방향으로 채널(130) 둘레를 감쌀 수 있는데, 예를 들어, 제 1 헬리컬 코일은 시계 반대 방향으로 헬리컬 방식으로 감싸고, 제 2 헬리컬 코일은 시계 방향으로 헬리컬 방식으로 감싼다. 그러나, 상이하게 구성되고 그리고/또는 상이하게 지향된 열교환기들의 이용이 배제되지 않으며, 실시예들은 이와 관련하여 제한적이지 않다. 더욱이, 수선(160)이 열교환기(140,145)의 상부 부분들 바로 위에 위치되는 것으로 도시되었을지라도, 다른 구현예에서, 원자로 용기(110)는 더 많거나 더 적은 양의 물을 포함할 수 있다.
도 1 에서, 가열된 냉각제가 채널(130)을 통해 상승하여 열교환기(140,145)와 접촉하는 방식으로 원자로의 정상 작동이 진행된다. 열교환기(140,145)와 접촉한 이후에, 열적 사이펀 과정(thermal siphoning process)을 유발하는 방식으로 냉각제는 원자로 용기(110)의 저부를 향하여 하강한다. 도 1 의 예에서, 원자로 용기(110) 내의 냉각제는 대기압보다 높은 압력에서 유지됨으로써, 냉각제는 증발(즉, 비등) 없이 높은 온도를 유지할 수 있다.
열교환기(140,145)내의 냉각제는 온도가 상승하므로, 냉각제는 비등하기 시작할 수 있다. 비등이 시작되면, 증발된 냉각제는 메인 증기 격리 밸브(main steam isolation valve, MSIV, 180) 및 메인 증기 격리 밸브(MSIV, 185)를 통해 유동한다. 증기와 같은 증발된 냉각제는 하나 이상의 터빈을 구동하는데 이용될 수 있어서 터빈은 증기의 열적 포텐셜 에너지를 전기 에너지로 변환시킨다. 응축 이후에 냉각제는 메인 공급 격리 밸브(main feed isolation valve, MFIV, 170) 및 메인 공급 격리 밸브(175)와 같은 제어 장치들에 의해 열교환기(140,145)로 복귀된다. 도 1 의 예에서, 열 제거 격리 밸브(heat removal isolation valve, HRIV, 120) 및 열 제거 격리 밸브(125) 및/또는 MSIV(180, 185)는 콘덴서(150, 155)들을 상대적으로 격리된 조건으로 유지하며, 상대적으로 격리된 조건에서는 증기도 물도 콘덴서로 이송되지 않는다. 일 예에서, 콘덴서(150,155)들은 격납 용기(100)에 구조적으로 결합된다.
MSIV(180, 185), MFIV(170,175) 및 HRIV(120,125)는 제어 장치들의 몇가지 유형들중 그 어떤 하나라도 나타내며, 이들은 입력 포트에서의 신호에 응답하여, 입력 포트를 출력 포트에 수신 신호에 응답하여 연결시키는 기능을 한다. 예를 들어, 특정의 기준을 충족시키는 MFIV(170,175)의 출력 및/또는 입력에서의 압력 강하 또는 MSIV(180,185)의 입력 포트 및/또는 출력 포트에서의 압력 강하를 검출하는데 응답하여 열화 센서(degradation sensor, 115)는 출력 포트에서 신호를 발생시킬 수 있다. 그러나, 다른 구현예들에서, 제어 장치(예를 들어, MSIV, MFIV 및 HRIV)들은 장치의 입력 포트에 존재하는 다른 자극(stimuli)의 결과로서 작동될 수 있다.
도 1 의 예에서, 열화 센서(115)는 냉각 관련 이벤트의 발생을 식별하는 출력 포트에서의 신호를 발생시키는데, 냉각 관련 이벤트는 급수의 손실, 소외 전력(off-site power)의 손실, 냉각제 펌프의 고장, 급수를 운반하는 파이프 또는 다른 도관의 파괴, 급수 히터의 손실, 또는 원자로 용기내의 증기 발생기에 대한 냉각제의 유동을 저해하거나, 열화시키거나 또는 감소시키는 그 어떤 다른 이벤트를 포함할 수 있다. 결과적으로, MSIV(180, 185) 및/또는 MFIV(170, 175)의 하나 또는 그 이상은 하나 또는 그 이상의 콘덴서(150,155)를 격리시키도록 조절된다. 더욱이, 열화 센서(115)의 출력 포트로부터의 신호는 HRIV(120,125)가 콘덴서(150,155)를 통한 유동을 허용하도록 조절되는 결과를 가져온다. 그러나, 다른 예에서, MSIV(180, 185) 및/또는 MFIV(170,175) 및/또는 HRIV(120,125)의 하나 또는 그 이상은 다른 조건들의 결과로서 조절될 수 있다.
도 2a 는 도 1 의 원자로의 일부를 도시하며, 도 2b 는 시간의 함수로서 콘덴서 입력 압력의 그래프를 도시한다. 도 2a 에서, 도 1 의 원자로의 다양한 부분들은 원자로의 작동 부분들을 명확하게 하기 위하여 제거되거나 또는 크기가 감축되었다. 도 2b 에 도시된 시간 to 는 냉각 관련 이벤트가 발생되기 전의 시간을 나타낸다. 따라서, 콘덴서(150 및/또는 155)로의 입력 포트에서의 압력은 p0 로 나타내어질 수 있으며, 통상 압력 또는 정상 상태(steady state) 압력에 해당한다. 시간 t0 에, 열교환기(140,145)는 도 2a 에 도시된 바와 같이 Lho 의 레벨에서 액체 냉각제를 포함한다. 콘덴서(150,155)에 존재하는 액체 냉각제의 레벨은 시간 to 에 LcO 로서 나타내어질 수 있다. 일부 구현예들에서, 시간 tO 에서의 냉각제 레벨은 LcO 보다 더 큰 레벨로 증가될 수 있으며, 아마도 도 2 의 수선(199)에 가까운 레벨로 증가될 수 있다.
도 2a 의 예에서, 만약 냉각 관련 이벤트가 발생된다면, MSIV(180)는 열교환기로부터의 증발 냉각제를 차단하는 방식으로 폐쇄될 수 있다. 냉각 관련 이벤트는 MFIV(170)의 폐쇄 및 HRIV(120)의 전환을 초래할 수 있어서, 콘덴서(150)의 출력 포트로부터의 냉각제는 원자로 용기(110)내의 열교환기(140)의 입력 포트로 유동하는 것이 허용된다. 냉각 관련 이벤트는 MSIV(185)의 폐쇄를 초래하며, 이것은 냉각제가 열교환기(145)의 출력 포트로부터 콘덴서(155)의 입력 포트로 유동하는 것을 허용하는 결과를 가져온다. 냉각 관련 이벤트는 HRIV(125)의 전환(switching)을 초래할 수도 있으며, 이는 콘덴서(155)의 출력 포트로부터의 냉각제가 열교환기(145)의 입력 포트로 유동하는 것을 허용한다.
일 예에서, 냉각 관련 이벤트의 발생 이후 시간에 해당하는 시간(t1)에, 열교환기(140,145)에 존재하는 액체 냉각제의 레벨은, Lho 과 같이 상대적으로 높은 레벨로부터, Lh1 로 표시되는 상대적으로 낮은 레벨로 감소된다. 상대적으로 다량의 냉각제가 액체 상(phase)으로부터 증기 상으로 변환되므로, 열교환기 및 콘덴서(150,155)의 입력 포트들에서의 압력은 도 2b 에 도시된 p1 의 레벨로 증가된다. 열교환기(140,145)로부터의 증가된 압력하에 있는 증발된 냉각제는 콘덴서(150,155)의 입력 포트들로 유동하는 것이 허용되므로, 적어도 일부 액체 냉각제가 콘덴서(150,155)로부터 구동되며, 따라서 액체 냉각제의 레벨을 LcO 로부터 Lc1 로 감소시킨다.
열교환기(140,145)의 출력 포트들로부터 증발된 냉각제는 콘덴서(150,155)의 입력 포트들로 이송되므로, 냉각제는 콘덴서로부터, 원자로 및 콘덴서가 적어도 부분적으로 잠겨있는 포위 액체로의 열전달의 결과로서, 증기로부터 액체로의 상 변화를 겪는다. 따라서, 시간 t2 에, 콘덴서(150,155) 뿐만 아니라 열교환기(140,145)내의 해당 압력은 p1 으로부터 po 에 가까운 레벨로 복귀된다. 증발된 냉각제의 더 이상의 응축이 발생되면, 열교환기(140,155)내에 존재하는 냉각제의 레벨은 Lh1 로부터 Lh2 로 증가될 수 있다. 도 2a 에서, 콘덴서(150,155)내의 액체 냉각제의 레벨 Lc2 은 대략 Lc1 과 같은 것으로 도시되어 있다. 그러나, 다른 구현예들에서, Lc2 은 Lc1 보다 크거나 작은 레벨을 나타낼 수 있다.
도 3 은 원자로 및 관련 열 제거 시스템의 제 2 예에 대한 개략도이다. 도 3 에서, 격납 용기(200)는 원자로 용기(210)를 둘러싸고, 원자로 용기는 원자로 코어(205)를 포함한다. 원자로 코어(205) 안에서 열이 발생되므로, 화살표(235)로 표시된 액체 냉각제는 위로 상승하여 채널(230)을 통과하며 열교환기(240,245)의 상부 부분에 걸쳐 유동한다. 냉각제는 원자로 용기(210)의 주위를 따라서 아래로 이동하므로, 냉각제는 열을 열교환기(240,245)로 전달한다. 예를 들어, 원자로 용기(210) 안의 냉각제는 레벨(260)로 채워진다.
일 실시예에서, 격납 용기(200)는 콘덴서(250,255)들과 함께 원자로 베이 안의 수선(299) 아래에 부분적으로 잠기는데, 콘덴서들은 원자로 베이 벽(290,295)들에 구조적으로 결합된다. 예를 들어, 냉각 관련 이벤트 동안에, MSIV(280, 285) 및/또는 MFIV(270,275)의 하나 또는 그 이상은 열교환기(240,245)로부터의 냉각제 유동을 차단하도록 조절된다. 더욱이, HRIV(220,225)는 콘덴서(250,255)를 통하여 열교환기(240,245)의 입력 포트들로의 유동을 허용하도록 조절된다. 그러나, MSIV(280,285), MFIV(270,275) 및/또는 HRIV(220,225)의 하나 또는 그 이상이 다른 조건들의 결과로서 조절될 수 있다는 점이 주목되어야 하며, 이와 관련하여 실시예들은 제한되지 않는다.
도 4 는 열 제거 시스템의 수개이며 아마도 분리된 구현예들을 채용하는 원자로의 개략도이다. 도 4 에서, 격납 용기(300)는 원자로 용기(310) 보다 훨씬 크다. 원자로 코어(305)는 원자로 용기(310) 안에서 냉각제와 접촉하게 되는 것으로 도시되어 있으며, 이것은 원자로 코어의 가열의 결과로서 상승한다. 제 1 예에서, 콘덴서(351)는 원자로 용기(310)와 격납 용기(300) 사이에 위치되며 냉각제를 수선(360) 아래의 위치로부터 유인한다. 콘덴서(351)를 통과한 이후에, 냉각제는 원자로 코어(305)에 가까운 위치에서 원자로 용기(310)로 공급되며, 그에 의하여 원자로 용기(310)내의 제 1 루프(loop)로부터의 냉각제에서 열을 제거하는 성능을 제공한다. 제 2 루프에서, 수선(399) 아래에 적어도 부분적으로 잠긴 콘덴서(350)는 콘덴서(351)에 유체 결합되어 콘덴서(351)로부터 열을 제거하는 성능을 제공한다.
제 2 예에서, 도 4 에 도시된 바와 같이, 콘덴서(352)의 입력 포트 및 출력 포트는 원자로 용기(310) 내의 냉각제와 직접적으로 접촉(interface)되어 있다. 제 3 예에서, 도 4 에 도시된 바와 같이, 콘덴서(352)는 원자로 베이의 공통적인 액체 풀 안에 격납 용기(300)와 함께 적어도 부분적으로 잠겨 있다. 다른 예에서, 콘덴서(353) 및 격납 용기(300)는 공통적인 액체 풀 안에서 수선(399) 아래에 적어도 부분적으로 잠겨 있다. 콘덴서(353)는 열교환기(345)로부터 냉각제를 수용하고, 원자로 용기(310)내의 열교환기로 냉각제를 낮춰진 온도에서 제공한다.
도 5 는 설비 고정구(service fixture)상에 놓인 원자로의 격납 용기에 대한 평면도이다. 도 5 에서, 격납 용기(415)는 설비 고정구(420)상에 놓여 있다. 콘덴서(405,410)들은 모두 실린더 형상 또는 캡슐 형상 격납 용기의 일측에서 서로 근접하게 구조적으로 결합되어 있다. 콘덴서들을 격납 용기에 일체형 구조체로서 장착함으로써, 전체 구조체는 물이 채워진 원자로 베이로부터 제거될 수 있고 선적, 연료 재장전, 수리 및/또는 다른 유지 관리를 위하여 설비 고정구(420)상에 배치될 수 있다.
몇개의 예들이 도시되고 설명되었지만, 다음의 청구 범위로부터 이탈하지 않으면서 다양한 다른 변형들이 이루어질 수 있고, 균등예가 대체될 수 있다는 점을 당업자가 이해할 것이다.
100. 격납 용기 105. 원자로 코어
110. 원자로 용기 130. 채널
140.145. 열교환기 180. 메인 증기 격리 밸브
110. 원자로 용기 130. 채널
140.145. 열교환기 180. 메인 증기 격리 밸브
Claims (20)
- 원자로 용기;
원자로 용기를 둘러싸는 격납 용기; 및,
원자로 용기 안으로부터의 냉각제를 수용하는 제 1 콘덴서;를 포함하고,
격납 용기 및 제 1 콘덴서가 공통의 풀(pool) 안에 적어도 부분적으로 잠겨있는, 원자로. - 제 1 항에 있어서,
공통의 풀은 액체 냉각제를 포함하는, 원자로. - 제 1 항에 있어서,
제 1 콘덴서는 격납 용기에 구조적으로 결합되는, 원자로. - 제 1 항에 있어서,
제 2 콘덴서는 격납 용기의 실린더형 부분에서 제 1 콘덴서에 인접하게 구조적으로 결합되는, 원자로. - 제 1 항에 있어서,
제 1 콘덴서로부터 원자로 용기내의 열교환기의 제 1 부분으로 냉각제가 유동하는 것을 허용하도록 조절될 수 있는 제어 장치를 더 포함하는, 원자로. - 제 5 항에 있어서,
원자로 용기내의 열교환기의 제 2 부분으로부터 제 1 콘덴서로 냉각제가 유동하는 것을 허용하도록 조절될 수 있는 제어 장치를 더 포함하는, 원자로. - 제 6 항에 있어서,
원자로의 냉각 시스템에서의 열화에 응답성이 있는 열화 센서(degradation sensor)를 더 포함하고,
열화 센서는 제어 장치의 입력 포트로 출력 신호를 발생시키고,
제어 장치는 냉각제가 제 1 콘덴서로부터 원자로 용기내 열교환기로 유동하는 것을 허용하도록 조절될 수 있는, 원자로. - 제 1 항에 있어서,
콘덴서는 공통의 풀(pool)의 형상을 적어도 부분적으로 형성하는 구조체의 내부 표면에 구조적으로 결합되는, 원자로. - 원자로로부터 열을 제거하는 방법으로서,
제어 장치를 작동시키는 단계; 및,
제어 장치의 작동에 응답하여, 증발된 냉각제를 콘덴서를 통해 이송시키는 단계;를 포함하고,
원자로의 격납 용기 및 콘덴서는 적어도 부분적으로 공통의 풀 안에 잠기고,
콘덴서 및 격납 용기는 공통의 풀의 액체와 직접 접촉하는, 원자로의 열 제거 방법. - 제 9 항에 있어서,
이송시키는 단계는 증발된 냉각제를 콘덴서로 이송시키는 것을 포함하고,
콘덴서는 격납 용기에 구조적으로 결합되는, 원자로의 열 제거 방법. - 제 9 항에 있어서,
이송시키는 단계는 증발된 냉각제를 콘덴서로 유체적으로 결합시키는 것을 포함하고, 콘덴서는 적어도 부분적으로 공통의 풀의 형상을 형성하는 구조체의 표면에 구조적으로 결합된, 원자로의 열 제거 방법. - 제 9 항에 있어서,
제어 장치를 작동시키는 단계 이전에, 원자로의 냉각 성능의 열화를 감지하는 단계를 더 포함하는, 원자로의 열 제거 방법. - 제 12 항에 있어서,
감지 단계는, 적어도 부분적으로, 급수의 손실, 소외 전력(off-site power)의 손실, 냉각제 펌프의 고장, 급수를 운반하는 도관의 파손, 급수 히터의 손실 및, 이들의 임의 조합으로 이루어지는 그룹중 하나로부터 결과되는, 원자로의 열 제거 방법. - 원자로 및 관련 콘덴서의 사용을 위한 구성 방법으로서,
콘덴서를 원자로에 구조적으로 또는 유체적으로 결합시키는 단계; 및,
콘덴서 및 원자로를 액체의 공통 풀(common pool) 안에 적어도 부분적으로 잠기게 하는 단계;를 포함하고,
적어도 부분적으로 잠긴 콘덴서는 공통 풀의 액체와 직접 접촉되는, 원자로 및 관련 콘덴서의 구성 방법. - 제 14 항에 있어서,
결합시키는 단계는:
원자로를 하우징(housing)시키는 격납 용기에 콘덴서를 고정시키는 것을 포함하는, 원자로 및 관련 콘덴서의 구성 방법. - 제 15 항에 있어서,
결합시키는 단계는:
냉각제-운반용 도관을 콘덴서의 입력 포트에 유체적으로 결합시키는 것을 포함하고,
콘덴서는 액체의 공통 풀의 형상을 적어도 부분적으로 형성하는 표면에 구조적으로 결합되는, 원자로 및 관련 콘덴서의 구성 방법. - 원자로로부터 열을 제거하도록 작동될 수 있고, 원자로를 둘러싸는 풀 안에 적어도 부분적으로 잠기는, 콘덴서;
원자로의 냉각 성능의 열화를 검출하는 수단; 및,
냉각 성능의 열화를 검출하는 수단으로부터의 출력 신호에 응답하여, 증발된 냉각제가 콘덴서로 유동하는 것을 제어하는 수단;을 포함하는, 열 제거 시스템. - 제 17 항에 있어서,
콘덴서는, 원자로를 둘러싸는 풀의 형상을 적어도 부분적으로 형성하는 구조체의 표면에 구조적으로 결합되는, 열 제거 시스템. - 제 17 항에 있어서,
콘덴서는 원자로를 하우징하는 격납 용기에 구조적으로 결합되는, 열 제거 시스템. - 제 19 항에 있어서,
콘덴서는 격납 용기의 외측 표면에 구조적으로 결합되는, 열 제거 시스템.
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Families Citing this family (18)
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|---|---|---|---|---|
| US9583221B2 (en) | 2011-06-15 | 2017-02-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor |
| US9589685B2 (en) * | 2012-05-21 | 2017-03-07 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
| US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
| US10096389B2 (en) | 2012-05-21 | 2018-10-09 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
| US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
| US11373768B2 (en) | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
| CA2907375C (en) | 2013-03-15 | 2021-05-04 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Passive techniques for long-term reactor cooling |
| US9779840B2 (en) | 2013-10-28 | 2017-10-03 | Bwxt Mpower, Inc. | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel |
| US9875817B2 (en) | 2014-06-09 | 2018-01-23 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features |
| US10529458B2 (en) | 2014-07-22 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection |
| WO2017192464A2 (en) * | 2016-05-02 | 2017-11-09 | Terrapower, Llc | Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations |
| WO2018084940A2 (en) * | 2016-09-16 | 2018-05-11 | Elysium Industries Ltd. | Reactor control |
| CN106531243B (zh) * | 2016-11-03 | 2021-08-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 |
| US10755826B2 (en) | 2017-11-10 | 2020-08-25 | Nugen, Llc | Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy |
| CN111916232B (zh) * | 2020-08-13 | 2022-03-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种轻水核反应堆结构 |
| US11421589B1 (en) | 2021-05-18 | 2022-08-23 | Nugen, Llc | Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy |
| CN113744899A (zh) * | 2021-06-02 | 2021-12-03 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核反应堆的启动加热系统 |
| CN114141397A (zh) * | 2021-11-05 | 2022-03-04 | 中广核研究院有限公司 | 核反应装置及净化系统 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003043176A (ja) * | 2001-07-30 | 2003-02-13 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置 |
| JP2006138744A (ja) * | 2004-11-12 | 2006-06-01 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉の冷却装置 |
| JP2011503616A (ja) * | 2007-11-15 | 2011-01-27 | ザ ステイト オブ オレゴン アクティング バイ アンド スルー ザ ステイト ボード オブ ハイヤー エデュケイション オン ビハフ オブ オレゴン ステイト ユニバーシティ | 受動型緊急給水システム |
Family Cites Families (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5011652A (en) * | 1986-09-19 | 1991-04-30 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power facilities |
| IT1225690B (it) | 1988-09-15 | 1990-11-22 | Ansaldo Spa | Reattore nucleare a sicurezza intrinseca del tipo ad acqua in pressione |
| US5247553A (en) * | 1991-11-27 | 1993-09-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Submerged passively-safe power plant |
| KR100189168B1 (ko) * | 1995-12-01 | 1999-06-01 | 윤덕용 | 원자로의 피동 격납용기 냉각장치 |
| US6249561B1 (en) | 1995-11-09 | 2001-06-19 | General Electric Company | Combination containment cooling and residual heat removal condenser system for nuclear reactors |
| EP1241323A1 (de) * | 2001-03-15 | 2002-09-18 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren zum Betrieb einer Dampfkraftanlage sowie Dampfkraftanlage |
| US7558360B1 (en) * | 2003-12-31 | 2009-07-07 | General Electric Company | Core catcher cooling |
| SE532185C2 (sv) * | 2007-04-10 | 2009-11-10 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning |
| US8891723B2 (en) * | 2007-11-15 | 2014-11-18 | State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US8588360B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
| US8687759B2 (en) * | 2007-11-15 | 2014-04-01 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
| JP4592773B2 (ja) | 2008-02-29 | 2010-12-08 | 株式会社東芝 | 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント |
| JP5235614B2 (ja) * | 2008-11-05 | 2013-07-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント及び制御方法 |
| US8184762B2 (en) * | 2008-11-06 | 2012-05-22 | Iwatt, Inc. | Digital phase lock loop with multi-phase master clock |
| US8437446B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-05-07 | Nuscale Power, Llc | Steam generator flow by-pass system |
| US8848855B2 (en) * | 2008-11-17 | 2014-09-30 | Nuscale Power, Llc | Seismically isolated containment vessel |
| US8744035B1 (en) * | 2008-11-18 | 2014-06-03 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel coolant deflector shield |
-
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Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003043176A (ja) * | 2001-07-30 | 2003-02-13 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置 |
| JP2006138744A (ja) * | 2004-11-12 | 2006-06-01 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉の冷却装置 |
| JP2011503616A (ja) * | 2007-11-15 | 2011-01-27 | ザ ステイト オブ オレゴン アクティング バイ アンド スルー ザ ステイト ボード オブ ハイヤー エデュケイション オン ビハフ オブ オレゴン ステイト ユニバーシティ | 受動型緊急給水システム |
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