KR20140051622A - 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템 - Google Patents

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Abstract

본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각시스템은, 내부에 노심용융물을 포함하는 원자로용기; 상기 원자로용기를 내부에 구비하는 원자로공동; 및 상기 원자로공동의 저부에 배치된 액체금속층을 포함하여 이루어지고, 상기 노심용융물이 상기 원자로용기로부터 상기 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 한다.

Description

액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템{Method Of Nuclear Corium Cooling Using Liquid Metal Layer, And Nuclear Corium Cooling System Using The Same}
본 발명은 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템에 관한 것으로, 보다 상세하게는 노심용융물이 노외로 누출되면 뜨거운 노심용융물이 차가운 냉각수와 만나서 발생하는 증기폭발, 콘크리트와 만나서 발생하는 MCCI 현상과 더불어 방사성 물질이 격납용기에 노출이 되어 방사성 물질의 유출이 계속적으로 발생하는 문제점를 해결할 수 있는 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템에 관한 것이다.
원자로는 안정성 평가에 따라 설계된 각종 안전설비가 오작동하여 노심(reactor core) 냉각이나 반응도 제어가 적절히 이루어지지 않는 경우에 노심에 중대한 손상이 발생하는 중대사고가 발생하게 된다. 이러한 중대사고의 주요 현상으로는, 핵연료 피복재 산화로 인한 수소 발생과 폭발, 핵연료의 용융과 용융된 핵연료의 원자로용기 내 거동, 원자로용기 파손, 증기 폭발, 격납건물(Reactor Containment Building) 직접 가열, 노심 용융물-콘크리트 반응 및 격납건물 과압 등이 있는데, 특히 중대사고의 전체 피해 규모에 직접적으로 영향을 미치는 현상은 원자로의 용기가 파손된 이후에 주로 발생하는 격납건물의 파손이다. 이러한 중대사고의 여러 현상은 그 전개 과정이 대단히 불확실하고 복잡하므로 중대사고를 분석하거나 관리하는 데에 어려움이 많은 실정이다.
최근, 중대사고 발생시, 원자로의 용기 외벽을 침수시킴으로써 원자로용기 내부의 노심 용융물로부터 발생하는 붕괴열을 제거하여 원자로용기가 파손되는 것을 방지하는 원자로 외벽 냉각 기술이 원자로의 중대사고를 관리하는 주요 기술로 대두됨에 따라, 해외의 여러 경수로에서는 이러한 원자로 외벽 냉각 기술을 고려하여 설계에 반영하는 추세이다. 그 예로, 도 6에 도시된 미국 웨스팅하우스의 신형 경수로 AP1000에서의 원자로 외벽 냉각 방법을 들 수 있다.
이 방법에 따르면, 원자로의 노심이 용융되어 노심 용융물(125)이 생성되는 중대사고가 발생하는 경우 원자로공동(reactor cavity; 140)으로 냉각수를 투입하여 원자로공동(140)의 저면에서부터 1차측 배관(150) 접합부까지의 공간을 냉각수로 채워줌으로써 원자로의 외벽을 침수시킨다. 원자로공동(140)에 냉각수가 채워지면 채워진 냉각수의 압력에 의해 열 차폐체(130) 하부의 냉각수 입구(134)가 열리고, 이를 통해 냉각수가 열 차폐체(130) 내부로 유입되며, 내부로 유입된 냉각수는 자연대류현상에 의해 원자로용기(120)의 외벽을 따라 열 차폐체(130) 상부에 있는 냉각수 출구(135)를 통해 다시 원자로공동(140)으로 배출되게 된다.
다시 말해서, 원자로공동(140) → 냉각수 입구(134) → 열 차폐체(130) 내부 → 냉각수 출구(135) → 원자로공동(140)의 순으로 냉각수가 지속적인 자연 순환을 하며 원자로의 외벽을 냉각하게 된다.
이러한 원자로공동 침수에 의한 원자로 외벽 냉각 방법은 해외는 물론 국내에서도 대부분의 경수로에서 원자로의 외벽을 냉각하는 방법으로 채택되어 사용되고 있다. 또한, 상기 냉각수로는 비용 및 획득의 용이성을 고려하여 물을 이용하는 것이 일반적이다.
그러나, 이와 같이 냉각수로 물을 이용하는 경우, 원자로 노심용융물(125)이 원자로용기(120)를 뚫고 원자로공동(140)으로 유출되거나 상기 원자로 노심용융물(125)에 의해 열차폐체(130) 및 원자로공동(140)의 물이 증발하여 원자로 외벽이 증기막으로 덮이게 되면 임계열유속 현상이 발생하면서 열 제거능력 제한을 야기하여 결국 원자로가 손상을 입어 노심용융물이 노외로 유출되는 사고가 발생하는 문제점이 있었다.
이러한 노심용율물의 노외 유출은 노심용융물이 노외로 누출되면, 뜨거운 노심용융물이 차가운 냉각수와 만나서 발생하는 증기폭발, 콘크리트와 만나서 발생하는 MCCI 현상과 더불어 방사성 물질이 격납용기에 노출이 되어 방사성 물질의 유출이 계속적으로 발생하는 문제점이 있었다.
본 발명은 상술한 문제점을 해결하기 위하여 창출된 것으로, 본 발명의 목적은 노심용율물의 노외 유출은 노심용융물이 노외로 누출되면, 뜨거운 노심용융물이 차가운 냉각수와 만나서 발생하는 증기폭발, 콘크리트와 만나서 발생하는 MCCI 현상과 더불어 방사성 물질이 격납용기에 노출이 되어 방사성 물질의 유출이 계속적으로 발생하는 문제점을 해결할 수 있는 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템을 제공하는 것에 있다.
상기의 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각시스템은, 내부에 노심용융물을 포함하는 원자로용기; 상기 원자로용기를 내부에 구비하는 원자로공동; 및 상기 원자로공동의 저부에 배치된 액체금속층을 포함하여 이루어지고, 상기 노심용융물이 상기 원자로용기로부터 상기 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성되는 것을 특징으로 한다.
상기 액체금속층을 구성하는 액체금속을 저장하기 위한 액체금속 저장탱크를 포함하고, 상기 액체금속 저장탱크는 상기 원자로공동보다 상부에 위치되어 노심용융물의 누출 사고 발생시에 상기 액체금속이 중력에 의해 상기 원자로공동 내부로 제공되도록 구성된다.
상기 액체금속 저장탱크는 상기 액체금속을 액체상태로 유지되도록 하기 위한 가열장치를 포함한다.
대안적으로는, 상기 액체금속층은 노심용융물의 누출 사고와 상관없이 상기 원자로공동 저부에 이미 제공돼 있을 수 있다.
여기서, 상기 액체금속층을 구성하는 액체금속의 밀도는 상기 노심용융물의 밀도보다 낮고, 이에 의하여 상기 액체금속층 상으로 누출된 상기 노심용융물이 상기 액체금속층 아래에 재배치되도록 구성된다.
이러한 밀도차에 의한 재배치 구성에 의하여, 상기 노심용융물로부터 제거된 열은 상기 노심용융물 위에 재배치된 상기 액체금속층으로 전달된 후 상기 액체금속층 상으로 제공된 순환 냉각수로 최종 열전달된다.
상기 냉각수와 상기 노심용융물의 직접적인 접촉을 회피하고 상기 노심용융물과 상기 액체금속층의 직접적인 접촉을 유도하기 위하여 상기 원자로공동 내부에 설치된 냉각수 분리기를 포함하는 것을 특징으로 한다.
상기 냉각수 분리기와 상기 원자로공동의 외벽 사이의 공간에 상기 냉각수 분리기의 최상부 또는 그 이하의 높이까지 상기 냉각수가 제공된다.
상기 노심용융물이 누출됨에 따라, 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하여 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성될 수 있으며, 대안적으로, 상기 냉각수를 상기 공간에 추가 공급하여 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하고 이에 따라 상기 냉각수가 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성될 수도 있다.
대안적으로는, 원자로공동에 초기부터 냉각수를 위치시켜 외부의 물의 공급없이 냉각시스템을 제공한다.
한편, 상기의 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각방법은, 원자로공동 저부에 제공된 액체금속층을 이용하여, 노심용융물이 원자로용기로부터 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성되는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따른 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템에 의하면, 약 2800도 정도로 가열된 노심용융물과 차가운 냉각수가 만나 발생하는 증기폭발의 가능성을 제거하며, 가열된 노심용융물과 콘크리트가 만나서 발생하는 MCCI 현상을 최소화하고, 노심용융물의 방사성물질 유출을 억제할 수 있는 효과가 있다.
아울러, 기존의 냉각수 충진을 위한 배관설비 및 수원(IRWST)설비 등을 그대로 이용할 수 있으므로, 신전원전뿐만 아니라 가동중 원전에도 별도의 큰 비용추가 없이 적용가능하다는 효과를 제공한다.
도 1은 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시스템의 개괄적인 구성 예시도,
도 2는 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시스템의 개념도로서 발전소 내 액체금속층의 위치 구성을 나타낸 도면,
도 3은 노심용융물의 외부 누출 사고시 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시나리오를 나타낸 개념도,
도 4a 내지 도 4d는 도 3의 예시적 구성도,
도 5는 도 3의 또다른 예시적 구성도,
도 6은 종래 기술에 따른 일반적인 원자로 외벽 냉각 방법을 설명하기 위한 도면이다.
이하, 첨부된 도면을 참조하면서 본 발명에 따른 바람직한 실시예를 상세히 설명한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 해석되어서는 아니 되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여, 본 발명의 기술적 사상에 부합되는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.
따라서 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서, 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해해야 한다.
도 1은 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시스템의 개괄적인 구성 예시도, 도 2는 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시스템의 개념도로서 발전소 내 액체금속층의 위치 구성을 나타낸 도면, 도 3은 노심용융물의 외부 누출 사고시 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시나리오를 나타낸 개념도, 도 4a 내지 도 4d는 도 3의 예시적 구성도, 도 5는 도 3의 또다른 예시적 구성도, 및 도 6은 종래 기술에 따른 일반적인 원자로 외벽 냉각 방법을 설명하기 위한 도면이다.
기본 냉각 시스템 구조
액체금속층을 사용하는 원자로 노심용융물 냉각 시스템을 실시예로 설명한다.
본 발명에 따른 시스템은 도 1에서 보는 바와 같이 원자로용기(10)와 일정한 간격을 두고 상기 원자로용기의 외벽을 둘러싸는 열차폐체(20), 및 상기 열차폐체(20) 및 상기 원자로용기(10)를 내부에 구비하는 원자로공동(30)을 기본적으로 포함하여 이루어질 수 있다.
여기서, 도 2에 도시된 바와 같이, 원자로공동 저부에 액체금속층이 추가로 제공되고, 이러한 액체금속층은 원자로 노심으로부터 누출되는 노심용융물과 직접적으로 접촉함에 의하여 약 2800도의 노심용융물 열을 제거하고, 상기 액체금속층에 의해 제거된 열은 순환 냉각수로 전달되어 최종적으로 제거되도록 구성된다. 즉, 상기 노심용융물이 상기 원자로용기로부터 상기 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성된다.
이러한 액체금속은 별도의 액체금속 저장탱크(50)에 저장된다. 도 1에 도시된 바와 같이, 상기 액체금속 저장탱크(50)는 상기 원자로공동(30)보다 상부에 위치되도록 설치된다. 이는 상기 액체금속이 중력에 의해 상기 원자로공동(30) 내부로 제공되도록 하기 위함인데, 이와 같이 피동안정계통방식인 중력을 이용한 충수전략을 채택함으로써 발전소 전원상실 사고의 경우에도 운용할 수 있게 된다. 물론, 대안적으로 펌프 등을 통한 강제 이송도 가능하다.
비록 도시되지는 않았지만, 상기 액체금속 저장탱크(50)에는 가열장치가 구비되어 있어 상기 액체금속을 액체상태로 유지시키는 기능을 수행한다.
액체금속층은 두 가지 방법에 의하여 원자로공동(30) 저부에 제공될 수 있는데, 첫번째 방법으로 오직 노심용융물 누출사고시에만 제공되는 경우이며, 대안적으로는, 상기 액체금속층은 노심용융물의 누출 사고와 상관없이 상기 원자로공동 저부에 이미 제공돼 있을 수도 있다.
본 발명에 적용될 수 있는 액체금속으로서 갈륨(gallium), 또는 이들의 합금들을 포함한다. 액체금속인 갈륨 물질 그 자체는 당업자에게 알려진 것에 해당하므로 이에 대한 구체적인 설명은 생략한다.
다만, 비록 특정 물질에만 한정되는 것은 아니지만, 적어도 상기 액체금속층을 구성하는 액체금속의 밀도는 상기 노심용융물의 밀도보다 낮아야만 하는데 이는 도 3을 참고하여 설명한다.
먼저, 도 3에 도시된 바와 같이, 노심용융물 외부 누출 사고가 발생하면 원자로공동 하부에 제공된 액체금속층 위로 노심용융물이 낙하하게 된다.
그 후 노심용융물과 액체금속층과의 밀도 차이로 인하여 상기 액체금속층 상으로 누출된 상기 노심용융물이 상기 액체금속층 아래에 재배치된다.
이러한 밀도차에 의한 재배치 구성에 의하여, 상기 노심용융물로부터 제거된 열은 상기 노심용융물 위에 재배치된 상기 액체금속층으로 전달된 후 상기 액체금속층 상으로 제공된 순환 냉각수로 최종 열전달된다.
또한, 원자로 외벽의 냉각 시스템은 일반적으로, 내부에 냉각수를 저장하는 저수조(40)와, 일단이 상기 저수조(40)에 연결되고 타단은 상기 원자로공동(30) 또는 열 차폐체(20)의 하부에 연결되어, 상기 저수조(40)의 냉각수가 상기 원자로공동(30) 또는 열 차폐체(20)의 내부로 주입되는 통로를 형성하는 냉각수 주입배관(60,61)과, 일단은 상기 액체금속 저장탱크(50)와 연통되고 타단은 상기 원자로공동(30) 내부공간과 연통되어 상기 액체금속의 이동 통로를 형성하는 액체금속 주입배관(70)을 포함한다.
그리고, 동 시스템은, 상기 냉각수 주입 배관(60,61)에 구비되어, 상기 원자로 공동(30) 또는 열 차폐체(20)의 내부로 주입되는 냉각수의 흐름을 단속하는 냉각수 주입 밸브(80,81)와, 상기 액체금속 주입배관(70)에 구비되어, 액체금속의 주입 흐름을 단속하는 액체금속 주입밸브(90), 및 상기 저수조(40)와 상기 냉각수 주입 배관(60,61)으로 구성된 냉각수 공급 계통상에 구비되어 냉각수를 펌핑해주는 적어도 하나 이상의 펌프(100)를 포함하여 구성된다.
원자로 외벽 냉각 시스템은 국내 신형 경수로인 APR1400의 원자로 외벽을 냉각하기 위한 시스템을 예를 들 수 있으며, 도 1에 도시된 바와 같이, 저수조(40), 냉각수 주입배관(60,61), 액체금속 저장탱크(50), 액체금속 주입배관(70) 및 냉각수 펌프(100)를 포함하여 구성된다.
상기 저수조(40)에는 노심이 용융되는 중대사고시에 원자로 용기(10)의 외벽을 냉각해주기 위한 냉각수(물)이 저장되는데, 격납건물(1)의 내부에 구비되는 핵연료 재장전수조(in-containment refueling water storage tank:IRWST)를 저수조(40)로 사용하면 추가의 저수조 설비 없이도 기존의 설비를 이용하여 냉각 시스템을 구성할 수 있다.
상기 냉각수 주입배관(60,61)은 일단이 저수조(40)에 연결되고 타단은 원자로 공동(30)의 하부 또는 열 차폐체(20)의 하부에 연결될 수 있다.
상기 냉각수 펌프(100)는 냉각수 주입배관(60,61)의 경로 상에 구비되어 저수조(40)에 저장된 냉각수를 강제로 펌핑하여 냉각수를 공급해 준다.
이와 같이 저수조(40), 냉각수 주입배관(60,61), 냉각수 펌프(100), 액체금속 저장탱크(50) 및 액체금속 주입배관(70)은 원자로 공동(30) 또는 열 차폐체(20) 내부를 경유하여 액체금속 및 냉각수를 공급하는 공급 계통을 형성하여, 노심이 용융되어 노심용융물(11)이 외부로 누출되는 중대 사고가 발생하게 되면, 저수조(40)의 냉각수를 냉각수 주입배관(60)을 통하여 공급하고, 액체금속 주입배관(70)을 통해 액체금속(51) 냉각재를 원자로공동(30) 저부에 주입하여 액체금속층을 형성한 후 노심용융물을 냉각시키게 된다.
냉각수 주입배관(60,61)의 경로 중 냉각수 펌프(100)의 출구 측에는 냉각수 주입밸브(81)가 구비되어 냉각수 주입배관(60,61)을 통하여 공급되는 냉각수의 흐름을 단속하며, 저수조(40)의 출구 측에도 냉각수 주입밸브(80)가 구비되어 저수조(40)에서 냉각수 주입배관(60,61)으로 공급되는 냉각수의 흐름을 단속한다.
또한, 액체금속 주입배관(70)의 경로 중 액체금속 주입밸브(90)가 구비되어 액체금속 주입배관(70)을 통하여 주입되는 액체금속(51)의 흐름을 단속한다.
한편, 도 1에 도시된 각 구성요소들의 위치 및/또는 배치는 이해를 돕기 위하여 예시적으로 도시된 것에 불과하며, 가령 액체금속 저장탱크(50)는 격납건물(1) 내 어디에 위치 및 설치될 수 있음에 유의하여야 한다.
도 4a 내지 4d는 노심용융물의 외부 누출 사고시 본 발명에 따른 원자로 노심용융물 냉각 시나리오를 예시적 구성으로 구현한 도면이다.
본 실시예에 의한 원자로 노심용융물의 냉각시스템은 도 1에 도시된 바와 같이 원자로공동(30) 내부에 설치된 냉각수 분리기(21)를 더 포함한다. 도 4에 의한 본 실시예에서는 냉각수 분리기(21)가 원자로공동(30) 외부 측벽에 의하여 유지되는 형상이다.
이에 반해, 도 1 및 도 5에 의한 실시예에서는 냉각수 분리기(21)가 원자로공동(30) 저면에 의하여 유지되는 형상이라는 점, 그리고 노심용융물의 누출과 함께 추가 냉각수 제공이 필요하다는 점에서 도 4에 의한 실시예와 차이가 있을 뿐 기본적인 작동원리는 동일하다.
이러한 냉각수 분리기(21)는 냉각수와 노심용융물의 직접적인 접촉을 회피하고 상기 노심용융물과 상기 액체금속층의 직접적인 접촉을 유도하기 위한 것으로서, 가열된 노심용융물과 차가운 냉각수가 만나 발생하는 증기폭발의 가능성을 제거할 수 있다.
냉각수 분리기의 형상에 따라 초기 냉각수가 공급된 상태와 공급되지 않은 상태의 하기 2가지 경우에 따른 냉각시스템을 제공한다. 참고로, 도면에서도 2가지 경우를 표시하였다. 첫 번째 경우는 원자로 공동에 수정하기 힘든 복잡한 구조물과 배관이 있을 경우, 바닥과 분리된 냉각수 분리기를 설치하는 경우와 바닥과 결합된 냉각수 분리기를 설치하여 초기에 냉각수가 위치한 경우이다.
도 4a에서와 같이 액체금속층이 제공된 상태에서, 냉각수 분리기(21)와 원자로공동(30)의 외벽 사이의 공간에 사고 시나리오에 따라서 제공되는 상부에서 내려오는 냉각수가 노심용융물과의 직접적인 접촉을 피하기 위해서 냉각수 분리기에 의해서 중심으로부터 분리된다(도 4b 참조).
상기 노심용융물이 누출됨에 따라(도 4c 참조) 전체 수위는 점차 상승하고, 도 4d에 도시된 바와 같이 외부에서 공급되는 냉각수에 의해서 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기(21)의 최상부 높이를 넘어서게 되면서 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하게 된다.
이상과 같이, 본 발명은 비록 한정된 실시예와 도면에 의해 설명되었으나, 본 발명은 이것에 의해 한정되지 않으며 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 본 발명의 기술 사상과 아래에 기재될 청구범위의 균등 범위 내에서 다양한 변형 및 수정이 가능함은 물론이다.
10 : 원자로용기
20 : 열 차폐체
21 : 냉각수 분리기
30 : 원자로공동
40 : 저수조
50 : 액체금속 저장탱크
60,61 : 제1,2냉각수 주입배관
70 : 액체금속 주입배관
80,81 : 냉각수 주입밸브
90 : 액체금속 주입밸브
100 : 펌프
110 : 증기발생기

Claims (20)

  1. 원자로 노심용융물 냉각시스템으로서,
    내부에 노심용융물을 포함하는 원자로용기;
    상기 원자로용기를 내부에 구비하는 원자로공동; 및
    상기 원자로공동의 저부에 배치된 액체금속층;
    을 포함하여 이루어지고,
    상기 노심용융물이 상기 원자로용기로부터 상기 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 액체금속층을 구성하는 액체금속을 저장하기 위한 액체금속 저장탱크를 포함하고, 상기 액체금속 저장탱크는 상기 원자로공동보다 상부에 위치되어 노심용융물의 누출 사고 발생시에 상기 액체금속이 중력에 의해 상기 원자로공동 내부로 제공되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  3. 제 2항에 있어서,
    상기 액체금속 저장탱크는 상기 액체금속을 액체상태로 유지되도록 하기 위한 가열장치를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  4. 제 1항에 있어서,
    상기 액체금속층은 노심용융물의 누출 사고와 상관없이 상기 원자로공동 저부에 이미 제공되어져 있는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  5. 제 1항 내지 제 4항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 액체금속층을 구성하는 액체금속의 밀도는 상기 노심용융물의 밀도보다 낮고, 이에 의하여 상기 액체금속층 상으로 누출된 상기 노심용융물이 상기 액체금속층 아래에 재배치되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  6. 제 5항에 있어서,
    상기 노심용융물로부터 제거된 열은 상기 노심용융물 위에 재배치된 상기 액체금속층으로 전달된 후 상기 액체금속층 상으로 제공된 순환 냉각수로 최종 열전달되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  7. 제 6항에 있어서,
    상기 냉각수와 상기 노심용융물의 직접적인 접촉을 회피하고 상기 노심용융물과 상기 액체금속층의 직접적인 접촉을 유도하기 위하여 상기 원자로공동 내부에 설치된 냉각수 분리기를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  8. 제 7항에 있어서,
    상기 냉각수 분리기와 상기 원자로공동의 외벽 사이의 공간에 상기 냉각수 분리기의 최상부 또는 그 이하의 높이까지 상기 냉각수가 제공된 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  9. 제 8항에 있어서,
    상기 노심용융물이 누출됨에 따라 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하여 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  10. 제 8항에 있어서,
    상기 노심용융물이 누출됨에 따라, 상기 냉각수를 상기 공간에 추가 공급하여 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하고 이에 따라 상기 냉각수가 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각시스템.
  11. 원자로 노심용융물 냉각방법으로서,
    원자로공동 저부에 제공된 액체금속층을 이용하여, 노심용융물이 원자로용기로부터 원자로공동으로 누출되는 경우에 상기 액체금속층에 의해 냉각됨과 동시에 상기 노심용융물로부터의 방사능을 상기 액체금속층에 의해 차단하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  12. 제 11항에 있어서,
    상기 액체금속층을 구성하는 액체금속을 저장하기 위한 액체금속 저장탱크를 포함하고, 상기 액체금속 저장탱크는 상기 원자로공동보다 상부에 위치되어 노심용융물의 누출 사고 발생시에 상기 액체금속이 중력에 의해 상기 원자로공동 내부로 제공되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  13. 제 12항에 있어서,
    상기 액체금속 저장탱크는 상기 액체금속을 액체상태로 유지되도록 하기 위하여 가열하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  14. 제 11항에 있어서,
    상기 액체금속층은 노심용융물의 누출 사고와 상관없이 상기 원자로공동 저부에 이미 제공돼 있는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  15. 제 11항 내지 제 14항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 액체금속층을 구성하는 액체금속의 밀도는 상기 노심용융물의 밀도보다 낮고, 이에 의하여 상기 액체금속층 상으로 누출된 상기 노심용융물이 상기 액체금속층 아래에 재배치되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  16. 제 15항에 있어서,
    상기 노심용융물로부터 제거된 열은 상기 노심용융물 위에 재배치된 상기 액체금속층으로 전달된 후 상기 액체금속층 상으로 제공된 순환 냉각수로 최종 열전달되도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  17. 제 16항에 있어서,
    상기 냉각수와 상기 노심용융물의 직접적인 접촉을 회피하고 상기 노심용융물과 상기 액체금속층의 직접적인 접촉을 유도하기 위하여 상기 원자로공동 내부에 냉각수 분리기를 제공하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  18. 제 17항에 있어서,
    상기 냉각수 분리기와 상기 원자로공동의 외벽 사이의 공간에 상기 냉각수 분리기의 최상부 또는 그 이하의 높이까지 상기 냉각수를 제공하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  19. 제 18항에 있어서,
    상기 노심용융물이 누출됨에 따라 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하여 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
  20. 제 18항에 있어서,
    상기 노심용융물이 누출됨에 따라, 상기 냉각수를 상기 공간에 추가 공급하여 상기 냉각수가 상기 냉각수 분리기의 높이를 넘어서는 수위까지 상승하고 이에 따라 상기 냉각수가 상기 액체금속층의 전체 상면과 접촉하도록 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 노심용융물 냉각방법.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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KR102523857B1 (ko) * 2021-12-16 2023-04-20 한국과학기술원 용융염 원자로 및 이를 위한 피동적 연료 주입방법
KR102556952B1 (ko) * 2022-03-18 2023-07-19 한국과학기술원 초소형 원자로 구현을 위한 용융염-금속 원자로

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3964966A (en) * 1975-08-25 1976-06-22 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Molten core retention assembly
JPH0715503B2 (ja) * 1989-02-07 1995-02-22 動力炉・核燃料開発事業団 液体金属冷却高速炉
JPH0778551B2 (ja) * 1991-12-09 1995-08-23 動力炉・核燃料開発事業団 液体金属冷却原子炉
FR2784784B1 (fr) 1998-10-14 2000-12-01 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau a receptacle integre

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102523857B1 (ko) * 2021-12-16 2023-04-20 한국과학기술원 용융염 원자로 및 이를 위한 피동적 연료 주입방법
WO2023113174A1 (ko) * 2021-12-16 2023-06-22 한국과학기술원 용융염 원자로 및 이를 위한 피동적 연료 주입방법
KR102556952B1 (ko) * 2022-03-18 2023-07-19 한국과학기술원 초소형 원자로 구현을 위한 용융염-금속 원자로

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