KR20140040518A - 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통 - Google Patents

원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통 Download PDF

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KR20140040518A KR1020120107318A KR20120107318A KR20140040518A KR 20140040518 A KR20140040518 A KR 20140040518A KR 1020120107318 A KR1020120107318 A KR 1020120107318A KR 20120107318 A KR20120107318 A KR 20120107318A KR 20140040518 A KR20140040518 A KR 20140040518A
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Abstract

본 발명은 원자력발전소의 정전사고 또는 피동보조급수계통의 기능상실과 같은 비상시에도 증기발생기로의 급수가 원활하게 공급되도록 하여 원자로의 안전사고를 방지할 수 있는 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통을 제공함에 그 목적이 있다.
이를 구현하기 위한 본 발명은, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(110)와, 상기 증기발생기(110)의 이차측에 연결되어 상기 증기발생기(110)에서 발생하는 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관(111)과, 상기 터빈을 통과한 증기가 냉각수와의 열교환에 의해 응축된 물이 상기 증기발생기(110) 측으로 환수되는 주급수관(112;112-1,112-2); 원자로의 운전 중단시 상기 증기발생기(110)로부터 발생된 증기를 응축시켜 상기 증기발생기(110)로 공급하는 응축기(120); 상기 주증기관(111)으로부터 분기되어 상기 응축기(120)의 입구로 연결되는 증기공급관(113)과, 상기 응축기(120)의 출구와 상기 주급수관(112)을 연결하는 응축수회수관(114); 및 상기 증기발생기(110)로 급수되는 물의 유로상에 연결되어 원자로의 운전 중단시 소방펌프차(142)로부터 상기 증기발생기(110) 측으로 물이 공급되는 비상급수관(141)과, 상기 비상급수관(141)의 유로를 개폐하는 비상급수밸브(V18)로 이루어진 비상충수장치(140);를 포함하여 구성된다.

Description

원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통{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}
본 발명은 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 원자력발전소의 정전사고 또는 피동보조급수계통의 기능상실과 같은 비상시에도 증기발생기로의 급수가 원활하게 공급되도록 하여 원자로의 안전사고를 방지할 수 있는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통에 관한 것이다.
원자력발전소는 연료의 핵분열에 의해 생성된 열에너지를 이용하여 증기발생기를 통과하는 물에 열을 전달하여 증기를 발생시키고, 발생된 증기에 의해 터빈과 발전기를 가동시켜 전기에너지를 얻는 설비이다.
원자력발전소는 핵연료를 보유하고 있는 원자로 노심과, 원자로에서 발생한 열에너지를 이차측으로 전달하는 원자로 냉각재 계통을 설계기준 범위 내에서 안전하게 운전되도록 함으로써 원자력발전소의 안전상태를 유지하고, 방사능 물질의 확산을 방지하기 위한 설비가 구비되어야 한다.
이를 달성하기 위하여 원자력발전소는 사고 발생시 발전소를 안전하게 정지시킬 수 있도록 공학적 안전설비 계통을 갖추고 있다. 공학적 안전설비 계통은 격납용기계통(Containment System), 비상노심냉각계통(Emergency Core Cooling System), 피동보조급수계통(Passive Auxiliary Feedwater System)을 포함한다.
상기 피동보조급수계통의 일례로, 도 1은 대한민국 등록특허 제10-1022164호에 개시된 경수로의 피동 이차측 응축계통을 나타낸 것이다. 도 1을 참조하면, 종래 경수로의 피동 이차측 응축계통은, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(10), 상기 증기발생기(10)의 열을 터빈 측으로 공급하는 주증기관(11), 터빈을 거친 증기가 냉각수와의 열교환에 의해 응축된 물이 증기발생기(10)로 회수되는 주급수관(12), 원자로 운전 중단시 터빈 측으로의 증기 공급을 차단하고 주증기관(11)으로부터 분기되는 증기공급관(13)을 통하여 유입되는 증기를 응축수조(30) 내부에 담긴 응축기(20)에서의 열교환에 의해 물로 응축시킨 후, 응축기(20)의 출구에 연결된 응축수회수관(14)을 통해 응축된 물을 주급수관(12)으로 합류시키도록 구성되어 있고, 응축수회수관(14)에는 응축된 물의 역류방지를 위한 역류방지부(40)가 설치된 구성이 개시되어 있다.
이와 같은 피동 이차측 응축계통에 의하면, 펌프와 같은 별도의 능동수단을 구비하지 않고 자연 대류방식에 의해 증기발생기(10)에서 발생된 증기를 응축기(20)에서 응축시킨 후 증기발생기(10)로 환수시켜 원자로를 냉각시킴으로써 원자력발전소의 사고시에 원자로의 과열을 방지할 수 있는 장점이 있다.
그러나, 종래의 피동 이차측 응축계통에서 주증기관(11)에 설치되는 주증기차단밸브(V0)의 개방고착과 같은 사고가 발생할 경우에는 증기발생기(10)에서 발생된 증기가 증기공급관(11)으로 공급되지 못하고 주증기관(11)을 통하여 배출됨에 따라 증기발생기(10)로의 급수가 중단되어 원자로의 과열에 의한 사고의 위험이 있는 문제점이 있다.
이러한 문제를 대비한 증기발생기(10)의 충수방안으로, 종래에는 기동급수펌프(미도시됨)를 이용하여 증기발생기(10)에 물을 공급하도록 설계되어 있으나, 소내/외 정전시에는 기동급수펌프를 작동시킬 수 없게 되므로 증기발생기(10)로의 물공급이 중단되어 원자로의 과열에 의한 사고에 대처할 수 없는 문제점이 있다.
본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 원자력발전소의 정전사고 또는 피동보조급수계통의 기능상실과 같은 비상시에도 증기발생기로의 급수가 원활하게 공급되도록 하여 원자로의 안전사고를 방지할 수 있는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통을 제공함에 그 목적이 있다.
상술한 바와 같은 목적을 구현하기 위한 본 발명의 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통(100)은, 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(110)와, 상기 증기발생기(110)의 이차측에 연결되어 상기 증기발생기(110)에서 발생하는 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관(111)과, 상기 터빈을 통과한 증기가 냉각수와의 열교환에 의해 응축된 물이 상기 증기발생기(110) 측으로 환수되는 주급수관(112;112-1,112-2); 원자로의 운전 중단시 상기 증기발생기(110)로부터 발생된 증기를 응축시켜 상기 증기발생기(110)로 공급하는 응축기(120); 상기 주증기관(111)으로부터 분기되어 상기 응축기(120)의 입구로 연결되는 증기공급관(113)과, 상기 응축기(120)의 출구와 상기 주급수관(112)을 연결하는 응축수회수관(114); 및 상기 증기발생기(110)로 급수되는 물의 유로상에 연결되어 원자로의 운전 중단시 소방펌프차(142)로부터 상기 증기발생기(110) 측으로 물이 공급되는 비상급수관(141)과, 상기 비상급수관(141)의 유로를 개폐하는 비상급수밸브(V18)로 이루어진 비상충수장치(140);를 포함하여 구성된다.
이 경우 상기 비상급수관(141)은, 상기 증기발생기(110)의 하부에 구비되는 이코너마이저 노즐(112a)로 연결되는 주급수관(112;112-1)의 유로상에 연결 설치된 것으로 구성될 수 있다.
또한 상기 비상급수관(141)은, 상기 증기발생기(110)의 상부에 구비되는 다운커머 노즐(112b)로 연결되는 주급수관(112;112-2)의 유로상에 연결 설치된 것으로 구성될 수 있다.
또한 상기 비상급수관(141)은, 상기 응축수회수관(114)의 유로상에 연결 설치된 것으로 구성될 수 있다.
또한 상기 주급수관(112)과 상기 응축수회수관(114)에는, 상기 증기발생기(110)를 향하는 방향의 반대방향으로 물의 역류 방지를 위한 역류방지수단이 구비된 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따른 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통에 의하면, 원자로의 사고발생시 원자로의 냉각을 위한 수단으로서 자연순환에 의한 피동형의 냉각방식을 채용함으로써 비교적 단순한 구조에 의해 원자로를 냉각시킬 수 있고, 소내정전이나 기타 원인에 의해 피동보조급수계통의 기능이 상실된 경우에도 소방펌프차를 직접 이용하여 증기발생기에 물을 보충함으로써 원자로를 냉각시켜 원자로의 안전성을 향상시킬 수 있는 장점이 있다.
도 1은 종래 경수로의 피동형 이차측 응축계통의 구성도,
도 2 내지 도 4는 본 발명의 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통의 구성도.
이하 첨부한 도면을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예에 대한 구성 및 작용을 상세히 설명하면 다음과 같다.
본 발명에 따른 경수로의 피동형 이차측 응축계통(100)은, 일반적인 가압 경수로에 구비되는 구성으로서, 격납용기 내에는 원자로를 순환하는 냉각재와의 열교환에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(110)의 일차측이 구비되고, 격납용기의 외부에 구비되는 증기발생기(110)의 이차측에는 증기발생기(110)에서 발생된 증기를 터빈(미도시됨) 측으로 공급하는 주증기관(111)이 연결되며, 터빈을 통과한 증기가 삼차측의 냉각수와의 열교환에 의해 응축되어 증기발생기(110)로 회수되는 주급수관(112;112-1,112-2)이 구비된다. 도면부호 'W'는 격납용기의 외벽을 나타낸 것이다.
상기 주증기관(111)에는 터빈 측으로 공급되는 증기의 흐름을 단속하기 위한 주증기차단밸브(V1,V2,V3,V4)가 설치되어, 원자로의 정상 운전시에는 상기 주증기차단밸브(V1,V2,V3,V4)가 개방되어 터빈 측으로 증기가 공급되도록 하고, 원자로의 운전 중단시에는 상기 주증기차단밸브(V1,V2,V3,V4)를 닫아 터빈 측으로의 증기 공급이 차단되도록 구성되어 있다.
상기 주급수관(112;112-1,112-2)은, 증기발생기(110)의 하부에 구비된 이코s너마이저 노즐(112a)로 연결되는 라인(112-1)과, 증기발생기(110)의 상부에 구비된 다운커너 노즐(112b)로 연결되는 라인(112-2)으로 분기되며, 상기 주급수관(112;112-1,112-2)에는 터빈으로부터 증기발생기(110) 측으로 회수되는 물의 흐름을 단속하기 위한 주급수차단밸브(V5,V8)와, 주급수의 역류방지를 위한 체크밸브(V6,V7,V9)가 설치되어 있다.
상기 격납용기의 외부에는 원자로의 운전 중단시에 증기발생기(110)에서 발생된 증기를 응축시켜 응축수를 다시 증기발생기(110)로 환수시키는 응축기(120)가 설치된다. 상기 응축기(120)는 냉각수가 내부에 충진된 응축수조(130) 내에 잠긴 상태로 설치되어 응축수(120)를 통과하는 증기는 응축수조(130) 내에 충진된 냉각수와 열교환에 의해 물로 응축된다. 상기 응축기(120)의 일측에는 비응축성 기체를 응축수조(130)로 배출하기 위한 배출밸브(V13)가 설치되어 있다.
상기 주증기관(111)에는 증기공급관(113)이 분기되고, 상기 증기공급관(113)의 타단은 응축기(120)의 입구측에 연결된다. 상기 증기공급관(113)에는 증기차단밸브(V10,V11)가 설치된다. 상기 증기차단밸브(V10,V11)는 원자로의 정상 운전시에는 닫힌 상태가 되어 응축기(120)로의 증기 유입이 차단되고, 원자로의 운전 중단시에는 개방되어 증기발생기(110)에서 발생된 증기가 주증기관(111)으로부터 분기된 증기공급관(113)을 통해 응축기(120)로 유입된다. 또한 상기 증기공급관(113)에는 증기 중에 포함된 수증기의 일부가 온도와 압력변화에 의해 응축될 경우 이를 배출하기 위한 배수밸브(V12)가 설치되어 있다.
상기 응축기(120)의 출구와 주급수관(112) 사이에는 응축기(120)를 통과하면서 응축된 물을 주급수관(112) 측으로 공급하는 응축수회수관(114)이 연결되어 있다. 상기 응축수회수관(114)에는 급수제어밸브(V14,V15)와 역류방지수단인 체크밸브(V16,V17)가 각각 병렬로 설치되어 있다. 따라서 급수제어밸브(V14,V15) 중 어느 하나 또는 체크밸브(V16,V17) 중 어느 하나의 밸브에 고장이 발생하더라도 병렬로 설치된 나머지 밸브를 통해 응축수가 원활하게 공급될 수 있게 된다.
상기와 같은 구성에 의해, 원자력발전소의 비상사고시 원자로의 운전이 중단된 경우에는 증기발생기(110)에서 발생된 증기는 주증기관(111)으로부터 분기된 증기공급관(113)을 통하여 자연대류에 의해 응축기(120) 측으로 공급되고, 응축기(120)에서 응축된 물은 자체 하중에 의해 아래로 낙하되어 응축수회수관(114)을 거쳐 주급수관(112)을 통하여 증기발생기(120)로 공급됨으로써 원자로를 냉각시키게 된다.
이와 같은 피동형 이차측 응축계통(100)에 의하면, 펌프와 같은 별도의 능동형 수단에 의하지 않고 자연 대류 및 중력과 같은 자연현상을 이용한 피동적 수단에 의해 증기발생기(110)에 급수를 공급할 수 있게 된다.
본 발명에서는 상기와 같은 피동형 이차측 응축계통(100)에서 주증기차단밸브(V1,V2,V3,V4)의 개방고착과 같은 사고 발생시에 증기발생기(110)로의 급수 부족을 대비하기 위한 구성으로, 증기발생기(110)로의 급수를 보충하기 위한 비상충수장치(140)를 추가로 포함하여 구성된다.
상기 비상충수장치(140)는, 증기발생기(110)로 급수되는 물의 유로상에 비상급수관(141)을 연결하고, 상기 비상급수관(141)에는 물의 공급을 단속하는 비상급수밸브(V18)가 설치된 것으로 구성된다. 상기 비상충수장치(140)는 피동형 이차측 응축계통(100)에 의한 응축수의 공급이 불가능한 경우 또는 소내정전에 의해 기동급수펌프를 이용한 충수가 불가능한 경우에 소방펌프차(142)로부터 직접 상기 비상급수관(141)을 통하여 증기발생기(110)로 물을 공급하도록 구성되어 있다.
상기 비상급수관(141;141a,141b,141c)은, 도 2에 도시된 바와 같이 증기발생기(110)의 하부에 구비되는 이코너마이저 노즐(112a)로 연결되는 주급수관(112;112-1)의 유로상에 연결 설치하거나, 도 3에 도시된 바와 같이 증기발생기(110)의 상부에 구비되는 다운커머 노즐(112b)로 연결되는 주급수관(112;112-2)의 유로상에 연결 설치되거나, 도 4에 도시된 바와 같이 상기 응축수회수관(114)의 유로상에 연결 설치된 것으로 구성될 수 있으며, 종래 기동급수펌프를 이용한 비상급수관(미도시됨)에 연결 설치된 것으로 구성될 수 있다.
또한, 상기 비상급수관(141)은, 이코너마이저 노즐(112a)로 연결되는 주급수관(112;112-1), 다운커머 노즐(112b)로 연결되는 주급수관(112;112-2) 및 응축수회수관(114)의 유로 중 어느 하나에 연결되거나, 중복적으로 연결 설치될 수 있다. 비상급수관(141)을 여러 개소에 중복적으로 설치할 경우에는 증기발생기(110)로 연결되는 물의 유로 중 어느 하나의 유로가 물리적으로 파손된 경우에도 파손되지 않은 나머지 유로를 통하여 소방펌프차(142)의 물을 증기발생기(110)에 안정적으로 공급함으로써 원자로의 과열에 의한 추가 사고의 발생을 방지할 수 있게 된다.
100 : 피동형 이차측 응축계통 110 : 증기발생기
111 : 주증기관 112,112-1,112-2 : 주급수관
112a : 이코너마이저 노즐 112b : 다운커머 노즐
113 : 증기공급관 114 : 응축수회수관
120 : 응축기 130 : 응축수조
140 : 비상충수장치 141,141a,141b,141c : 비상급수관
V1,V2,V3,V4 : 주증기차단밸브 V5,V8 : 주급수차단밸브
V6,V7,V9 : 체크밸브 V10,V11 : 증기차단밸브
V12 : 배수밸브 V13 : 배출밸브
V14,V15 : 급수제어밸브 V16,V17 : 체크밸브
V18 : 비상급수밸브

Claims (5)

  1. 원자로의 열에 의해 증기를 발생시키는 증기발생기(110)와,
    상기 증기발생기(110)의 이차측에 연결되어 상기 증기발생기(110)에서 발생하는 증기를 터빈 측으로 공급하는 주증기관(111)과, 상기 터빈을 통과한 증기가 냉각수와의 열교환에 의해 응축된 물이 상기 증기발생기(110) 측으로 환수되는 주급수관(112;112-1,112-2);
    원자로의 운전 중단시 상기 증기발생기(110)로부터 발생된 증기를 응축시켜 상기 증기발생기(110)로 공급하는 응축기(120);
    상기 주증기관(111)으로부터 분기되어 상기 응축기(120)의 입구로 연결되는 증기공급관(113)과, 상기 응축기(120)의 출구와 상기 주급수관(112)을 연결하는 응축수회수관(114); 및
    상기 증기발생기(110)로 급수되는 물의 유로상에 연결되어 원자로의 운전 중단시 소방펌프차(142)로부터 상기 증기발생기(110) 측으로 물이 공급되는 비상급수관(141)과, 상기 비상급수관(141)의 유로를 개폐하는 비상급수밸브(V18)로 이루어진 비상충수장치(140);를 포함하는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 비상급수관(141)은, 상기 증기발생기(110)의 하부에 구비되는 이코너마이저 노즐(112a)로 연결되는 주급수관(112;112-1)의 유로상에 연결 설치된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 비상급수관(141)은, 상기 증기발생기(110)의 상부에 구비되는 다운커머 노즐(112b)로 연결되는 주급수관(112;112-2)의 유로상에 연결 설치된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통.
  4. 제1항에 있어서,
    상기 비상급수관(141)은, 상기 응축수회수관(114)의 유로상에 연결 설치된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통.
  5. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 주급수관(112)과 상기 응축수회수관(114)에는, 상기 증기발생기(110)를 향하는 방향의 반대방향으로 물의 역류 방지를 위한 역류방지수단이 구비된 것을 특징으로 하는 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통.
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108511090A (zh) * 2018-03-08 2018-09-07 中国核电工程有限公司 一种核电厂二次侧非能动冷却系统的冷却水箱组件
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CN109767852A (zh) * 2019-02-22 2019-05-17 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统及其工作方法
KR20200122682A (ko) * 2019-04-18 2020-10-28 한국수력원자력 주식회사 원자로용기 외벽냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로용기 외벽냉각 방법

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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CN109767852A (zh) * 2019-02-22 2019-05-17 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统及其工作方法
CN109767852B (zh) * 2019-02-22 2024-06-04 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统及其工作方法
KR20200122682A (ko) * 2019-04-18 2020-10-28 한국수력원자력 주식회사 원자로용기 외벽냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로용기 외벽냉각 방법

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