KR20140105204A - Long-term cooling device for reactor and the reactor cooling method using the same - Google Patents

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KR20140105204A KR1020130019144A KR20130019144A KR20140105204A KR 20140105204 A KR20140105204 A KR 20140105204A KR 1020130019144 A KR1020130019144 A KR 1020130019144A KR 20130019144 A KR20130019144 A KR 20130019144A KR 20140105204 A KR20140105204 A KR 20140105204A
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Abstract

The present invention relates to a long-term cooling apparatus for a reactor and a method for cooling a nuclear reactor using the same. In particular, a long-term cooling dam is arranged between a reactor tank and a service tank. The long-term cooling apparatus cools the core of the nuclear reactor over long period of time by transferring, to the reactor tank, a small amount of cooling water stored by the long-term cooling dam while tank water evaporates due to the cooled reactor core after the tank water of the reactor is discharged by a siphon phenomenon when a pipe of a first cooling system is broken.

Description

원자로 장기 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법{LONG-TERM COOLING DEVICE FOR REACTOR AND THE REACTOR COOLING METHOD USING THE SAME}BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a long-term cooling apparatus for a reactor,

본 발명은 원자로 장기 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 원자로 수조와 서비스 수조의 사이에 장기 냉각 댐을 배치하여 일차냉각계통 배관 파단시 사이펀 현상에 의해 원자로의 수조수가 방출된 후, 노심의 냉각으로 수조수가 증발할 때, 장기 냉각 댐을 이용하여 보관하고 있는 냉각수를 조금씩 원자로 수조로 이동시켜 장기간에 걸쳐 원자로의 노심을 냉각시키는 원자로 장기 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것이다.
The present invention relates to a reactor long-term cooling apparatus and a reactor cooling method using the same. More particularly, the present invention relates to a long-term cooling dam disposed between a reactor water tank and a service water tank, A reactor long-term cooling apparatus for cooling the core of the reactor for a long time by moving the cooling water stored by using the long-term cooling dam to the reactor water tank little by little when the water tank evaporates due to the cooling of the core, .

연구용 원자로는 노심이 항상 물에 잠겨 있어야 하며, 결국 수조수가 최종 열 제거원(ultimate heat sink)으로 작동한다. 즉, 연구로 사고 시 원자로는 즉각 정지(shut-down)되고, 이후 노심 잔열이 자연대류에 의해 원자로 수조에 있는 냉각수에 전달되어 냉각수가 증발되면서 열이 제거된다. 따라서 연구용 원자로의 안전을 위해서는 증발량을 고려한 충분한 수조수 확보가 필수적이다. In the research reactor, the core must be submerged at all times, and the water tank eventually operates as the ultimate heat sink. That is, in the accident, the reactor is shut down immediately after the accident, and then the core residual heat is transferred to the cooling water in the reactor water tank by natural convection, and the cooling water is evaporated and the heat is removed. Therefore, it is essential to secure adequate water tank considering the amount of evaporation for safety of research reactor.

오픈 풀 타입(Open-pool type)인 노심 하향유동 연구로의 경우 노심 압력강하가 크기 때문에 펌프의 유효흡입수두(Net Positive Suction Head required, NPSHr)를 만족시키기 위해 노심보다 낮은 위치에 펌프 등의 기기가 위치하게 된다. 따라서 수조보다 낮은 위치에서 일차냉각계통(Primary Cooling System, PCS) 배관 파단 사고가 발생하면 사이펀(Siphon) 현상에 의해 수조수가 모두 빠져나가게 되는데, 이를 방지하기 위해 일차냉각계통의 배관 최상단에 사이펀 브레이커(Siphon breaker)를 설치한다. 사이펀 브레이커 작동 후 사이펀 현상이 깨질 때까지 물이 지속적으로 유출되기 때문에 최종 수조 수위는 사이펀 브레이커 끝단보다 낮아지게 되는데, 만약 일차냉각계통의 배관 최상단이 너무 낮은 위치에 놓이게 되면 노심이 공기 중에 노출되어 대형 사고로 이어질 수도 있다. In the case of the open-pool type core downward flow study, the core pressure drop is large. Therefore, in order to satisfy the net positive suction head required (NPSHr) of the pump, . Therefore, if the primary cooling system (PCS) pipe breakage occurs at a position lower than the water tank, the water tank will be exhausted by the siphon phenomenon. To prevent this, the siphon breaker Siphon breaker. After the operation of the siphon breaker, the water is continuously discharged until the siphon phenomenon is broken. Therefore, the final water tank level becomes lower than the siphon breaker end. If the top end of the piping of the primary cooling system is placed at a too low position, It may lead to an accident.

또한, 10MW 열용량 이상 연구로의 경우 노심 내 유속이 빠르기 때문에 노심 차압이 크다. 따라서 일차냉각계통의 배관 최상단이 너무 높은 위치에 놓이게 되면 배관 내 압력이 포화압력까지 낮아져 기포가 발생하게 되며, 이 기포는 배관과 펌프 등의 기기에 진동 및 파손을 유발하기 때문에 계통 설계 시 꼭 피해야 한다. Also, in case of research on 10MW heat capacity or more, the core pressure difference is high because the flow rate in the core is fast. Therefore, if the upper end of the piping of the primary cooling system is located too high, the pressure inside the piping lowers to the saturation pressure and bubbles are generated. This bubble causes vibration and damage to the equipment such as pipes and pumps. do.

일차냉각계통의 배관 최상단은 사이펀 브레이킹 현상을 고려한 최저 높이 제한과 배관 내 기포발생을 방지하기 위한 최고 높이 제한 사이에 위치된다. 하지만 열용량이 증대될수록 냉각 유량이 증가하면서 일차냉각계통의 배관 사이즈가 커져서 상한, 하한 사이의 영역이 매우 좁아지며, 그 결과 계통 설계하기가 매우 어려워지는 문제가 있다. The top of the piping in the primary cooling system is located between the minimum height limit in view of the siphon braking effect and the maximum height limit to prevent bubbling in the piping. However, as the heat capacity increases, the cooling flow rate increases and the piping size of the primary cooling system becomes larger, so that the area between the upper and lower limits becomes very narrow. As a result, the system design becomes very difficult.

2011년 3월에 발생한 일본의 후쿠시마 원전 사고 이후 이에 대한 대처 설계가 원자력 분야 곳곳에 반영되고 있다. 연구로의 경우 수조수 자체가 최종 열 제거원이므로, 사고 후 수조수를 충분히 유지하여 수일에 걸쳐 노심 잔열로 물이 증발되어도 노심이 항상 물에 잠겨있도록 해야 한다. 이렇게 증발되는 물은 앞서 언급한 사이펀 브레이킹 현상을 고려한 일차냉각계통 배관 최상단의 최저 높이 제한이 높아지는 결과로 이어지며, 결국 계통 설계 가능 영역을 더욱 좁게 만들어 원천적으로 설계가 불가능하게 만드는 문제가 있다.
After the Fukushima nuclear accident in Japan in March 2011, countermeasures have been put in place in the field of nuclear energy. In the case of the research project, since the water tank itself is the final heat removal source, it is necessary to keep the water tank sufficiently after the accident so that the core is always immersed in water even if the water is evaporated by the core residual heat over several days. Such evaporated water leads to a rise in the minimum height limit at the top of the primary cooling system piping, which takes into consideration the siphon braking phenomenon mentioned above. As a result, there is a problem that the system design becomes narrower and the design becomes impossible at the source.

한국특허등록공보 제10-0319068호Korean Patent Registration No. 10-0319068 일본특허공보 특개2012-230031호Japanese Patent Publication No. 2012-230031

본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 제안된 것으로, 본 발명은 다음과 같은 해결과제를 목적으로 한다.SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been proposed in order to solve the above-mentioned problems, and an object of the present invention is to solve the following problems.

첫째는 원자로의 장기 냉각 대처의 일환으로 노심 잔열에 의해 원자로 수조의 물이 증발되는 것을 보충해 주기 위해 수조수를 확보하기 위한 장기 냉각 댐을 포함하는 원자로 장기 냉각 장치 및 방법을 제공하는 데에 있다.The first is to provide a reactor long-term cooling apparatus and method including a long-term cooling dam for securing a water tank to compensate for the evaporation of water in the reactor water tank by the core residual heat as part of long-term cooling of the reactor .

둘째는 장기적으로 원자로의 냉각을 가능하도록 서비스 수조의 냉각수를 원자로 수조로 공급해 주는 장기 냉각 배관을 포함하는 원자로 장기 냉각 장치 및 방법을 제공하는 데에 있다.The second is to provide a reactor long-term cooling apparatus and method including a long-term cooling piping for supplying cooling water of a service tank to a reactor water tank so that the reactor can be cooled in the long term.

셋째는 10MW 열용량 이상의 오픈 풀 타입 노심 하향유동 연구로의 일차냉각계통 설계 가능성을 증대시킬 수 있는 원자로 장기 냉각 장치 및 방법을 제공하는 데에 있다.The third is to provide a reactor long-term cooling apparatus and method capable of increasing the possibility of designing a primary cooling system with an open-pool type core downward flow study of 10MW heat capacity or more.

본 발명의 해결과제는 이상에서 언급된 것들에 한정되지 않으며, 언급되지 아니한 다른 해결과제들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해되어 질 수 있을 것이다.
The solution to the problem of the present invention is not limited to those mentioned above, and other solutions not mentioned can be clearly understood by those skilled in the art from the following description.

상기와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명은 원자로 수조 및 서비스 수조가 배치되고, 원자로보다 낮은 위치에 설치되는 일차냉각펌프와 사이펀 브레이커를 구비하는 일차냉각계통을 포함하는 연구로에 있어서, 상기 원자로 수조와 서비스 수조 사이에서 냉각수가 이동할 수 있도록 개방부가 형성된 가이드 벽과; 상기 개방부를 폐쇄시켜 상기 원자로 수조와 서비스 수조의 공간을 분리시켜주는 수조 게이트; 상기 개방부에 위치하고, 상기 가이드벽의 높이보다 낮은 높이를 가지는 장기 냉각 댐; 및 상기 장기 냉각 댐의 일측에 위치하고, 서비스 수조의 냉각수를 원자로 수조로 공급해주는 장기 냉각 배관;을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치를 제공한다.In order to achieve the above object, the present invention is a study including a primary cooling system in which a reactor water tank and a service water tank are disposed, a primary cooling pump installed at a lower position than a reactor, and a primary cooling system having a siphon breaker, A guide wall having an opening formed therein for allowing cooling water to move between the service water tank and the service water tank; A water tank which closes the opening to separate the space of the reactor water tank and the service water tank; A long-term cooling dam located at the open portion and having a height lower than the height of the guide wall; And a long-term cooling piping located at one side of the long-term cooling dam and supplying cooling water in the service water tank to the reactor water tank.

또한, 본 발명은 원자로 장기 냉각 장치를 이용한 원자로 장기 냉각 방법에 있어서, 원자로 사고 발생시 상기 사이펀 브레이커를 통해서 상기 원자로 수조의 냉각수가 방출되는 것을 차단하는 S1 단계; 상기 냉각 댐의 높이만큼 상기 서비스 수조에 냉각수를 보관하는 S2 단계; 및 원자로의 노심 냉각을 위해서 상기 장기 냉각 배관을 이용하여 상기 원자로 수조에 냉각수를 공급해주는 S3 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 방법을 제공한다.
Further, the present invention provides a long-term reactor cooling method using a reactor long-term cooling apparatus, comprising: S1 step of preventing release of cooling water in the reactor water tank through the siphon breaker when a reactor accident occurs; (S2) of storing cooling water in the service water tank by a height of the cooling dam; And supplying the cooling water to the reactor water tank using the long-term cooling pipe for core cooling of the reactor.

본 발명에 따르면, 원자로 사고시 장기 냉각을 위한 안전 설비를 제공하는 효과가 있다.According to the present invention, it is possible to provide safety equipment for long-term cooling in case of a reactor accident.

또한, 일차냉각계통의 배관 파단 사고시 장기간에 걸쳐 노심 잔열을 제거할 수 있도록 해주는 효과가 있으며, 저비용으로 안정성을 향상 시킬 수 있다.In addition, it has an effect of removing the residual heat of the core over a long period of time in case of a pipe breakage accident in the primary cooling system, and the stability can be improved at low cost.

또한, 10MW 열용량 이상의 오픈 풀 타입 노심 하향유동 연구로의 일차냉각계통 설계 가능성을 증대시킬 수 있으며, 장기 냉각 배관을 통한 원자로 수조로의 냉각수 보충은 피동 개념이 적용되어 원자로 설계 및 구성이 단순해지는 효과가 있다.In addition, it is possible to increase the design possibility of the primary cooling system by the open pool type core downward flow study of 10MW heat capacity or more, and the coolant replenishment to the reactor water tank through the long- .

또한, 장기 냉각 배관의 크기 및 장기 냉각 댐의 높이를 조절하여 냉각수 보충량 및 보충 시간을 쉽게 조절할 수 있다는 효과가 있다.In addition, the size of the long-term cooling pipe and the height of the long-term cooling dam can be adjusted to easily control the amount of coolant replenishment and the replenishment time.

본 발명의 효과는 이상에서 언급된 것들에 한정되지 않으며, 언급되지 아니한 다른 효과들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해되어질 수 있을 것이다.
The effects of the present invention are not limited to those mentioned above, and other effects not mentioned can be clearly understood by those skilled in the art from the following description.

도 1은 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 주요 구성부를 나타내는 사시도이다.
도 2는 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 평면도로 수조 게이트가 개방된 상태를 나타낸다.
도 3은 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 평면도로 수조 게이트가 닫힌 상태를 나타낸다.
도 4는 도 3의 BB 단면도를 나타낸 것으로 원자로 수리시 수조 게이트가 닫힌 상태로 원자로 수조의 냉각수 일부를 다른 수조수 저장탱크로 이동시킨 후의 상태를 나타낸다.
도 5는 도 2의 AA 단면도를 나타낸 것으로 원자로 수조 게이트가 개방된 상태로 원자로의 정상 운전 상태를 나타낸다.
도 6은 도 2의 AA 단면도를 나타낸 것으로 일차냉각계통 배관 파단 사고시 사이펀 브레이커 작동 후 장기 냉각 댐과 장기 냉각 배관을 통해서 서비스 수조의 냉각수를 원자로 수조로 공급해주는 상태를 나타낸다.1 is a perspective view showing major components of a reactor long-term cooling apparatus according to the present invention.
FIG. 2 is a plan view of a long-term reactor cooling apparatus according to the present invention, showing a state in which a water tank is opened.
FIG. 3 is a plan view of a long-term reactor cooling apparatus according to the present invention, in which a water tank is closed.
FIG. 4 is a cross-sectional view taken along line BB of FIG. 3, showing a state after part of the cooling water in the reactor water tank has been transferred to another water storage tank in a state where the water tank is closed during reactor repair.
Fig. 5 is a cross-sectional view taken along the line AA of Fig. 2, showing the normal operation state of the reactor with the reactor water tank gate opened.
FIG. 6 is a sectional view taken along the line AA of FIG. 2. FIG. 6 shows a state in which the cooling water of the service tank is supplied to the reactor water tank through the long-term cooling dam and the long-term cooling pipe after the operation of the siphon breaker.

이하에서는 첨부한 도면을 참조하여 본 발명에 의한 원자로 장기 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법의 바람직한 실시예들을 자세히 설명한다. 우선 각 도면의 구성요소들에 참조부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성요소들에 대해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하고 있음에 유의해야 한다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어, 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략한다.DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, preferred embodiments of a reactor long-term cooling apparatus and a reactor cooling method using the same according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In the drawings, the same reference numerals are used to designate the same or similar components throughout the drawings. In the following description of the present invention, a detailed description of known functions and configurations incorporated herein will be omitted when it may make the subject matter of the present invention rather unclear.

도 1은 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 주요 구성부를 나타내는 사시도로, 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치는 크게, 원자로 수조(20), 서비스 수조(10), 원자로(40)보다 낮은 위치에 설치되는 일차냉각펌프와 사이펀 브레이커를 구비하는 일차냉각계통(PCS), 상기 원자로 수조(20)와 서비스 수조(10) 사이에서 냉각수가 이동할 수 있도록 개방부가 형성된 가이드 벽(50), 상기 개방부를 폐쇄시켜 상기 원자로 수조(20)와 서비스 수조(10)의 공간을 분리시켜주는 수조 게이트, 상기 개방부에 위치하고, 상기 가이드 벽(50)의 높이보다 낮은 높이를 가지는 장기 냉각 댐(60), 상기 장기 냉각 댐(60)의 일측에 위치하고, 서비스 수조(10)의 냉각수를 원자로 수조(20)로 공급해주는 장기 냉각 배관(70)으로 구성된다.FIG. 1 is a perspective view showing a main constituent part of a reactor long-term cooling apparatus according to the present invention. The long-term reactor cool- ing apparatus according to the present invention mainly includes a nuclear reactor 20, a service water tank 10, A primary cooling system PCS having a primary cooling pump and a siphon breaker installed therein, a guide wall 50 having an opening for allowing cooling water to move between the reactor water tank 20 and the service water tank 10, A long-term cooling dam (60) located at the opening and having a height lower than a height of the guide wall (50), a long-term cooling dam And a long-term cooling pipe 70 which is located at one side of the cooling dam 60 and supplies the cooling water of the service water tank 10 to the reactor water tank 20.

원자로 장기 냉각 장치의 수조는 원자로 수조(20)와 서비스 수조(10)로 구성된다. 서비스 수조(10)는 방사선 조사물과 핵연료를 임시 보관하거나 필요한 작업을 수행하는 공간을 제공한다. 서비스 수조(10)의 크기는 이러한 기능과 더불어 원자로의 크기, 노심 잔열 크기 등을 고려하여 결정될 수 있다.서비스 수조(10)의 하부 공간(30) 은 연구로 목적 및 설계 방향에 따라 수조를 더 깊이 할 수도 있고, 또 다른 기능의 룸으로 사용될 수도 있다.The water tank of the reactor long-term cooling system is composed of a reactor water tank (20) and a service water tank (10). The service tank 10 provides a space for temporarily storing the radiation irradiator and the fuel or performing the necessary work. The size of the service water tank 10 may be determined in consideration of the size of the reactor, the size of the core residual heat, etc. In addition, the lower space 30 of the service water tank 10 may include a water tank It can be depth, or it can be used as a room for another function.

원자로 수조(20)는 원자로(40)가 충분히 잠길 수 있을 정도의 크기로 되어 있으며, 도 1에서는 도시 하고 있지 않으나, 노심 보다 낮은 위치인 원자로 하부에 일차냉각펌프가 배치된다. 따라서, 일차냉각계통의 배관 파단 사고시 사이펀 현상에 의해 원자로 수조(20)의 냉각수가 배출되며, 지속적인 냉각수 방출을 막기 사이펀 브레이커가 일차냉각계통 최상단에 배치되어 있다.The reactor water tank 20 has a size sufficient for the reactor 40 to be sufficiently locked, and a primary cooling pump is disposed below the reactor, which is not shown in FIG. 1 but lower than the reactor core. Accordingly, the siphon phenomenon at the time of piping failure in the primary cooling system causes the cooling water of the reactor water tank 20 to be discharged, and the siphon breaker is disposed at the uppermost stage of the primary cooling system to prevent the continuous cooling water from being discharged.

가이드 벽(50)은 원자로 수조(20)와 서비스 수조(10)사이에 위치하며, 개방부가 형성되어 있어, 상기 수조들 간 냉각수가 자유롭게 이동할 수 있도록 되어 있다. 상기 개방부와 인접한 가이드 벽(50)의 내벽에는 수조 게이트가 삽입될 수 있도록 하는 절곡홈이 형성되어 있다. The guide wall 50 is located between the reactor water tank 20 and the service water tank 10 and has an open portion so that the cooling water can freely move between the water tanks. A bending groove is formed in the inner wall of the guide wall 50 adjacent to the opening so that the water tank can be inserted therein.

수조 게이트는 원자로의 수리시에 사용되는 것으로 원자로 수조(20)와 서비스 수조(10)의 공간을 분리시켜 상기 수조들 간 냉각수의 이동을 차단시키는 역할을 담당하다.The water tank gates are used at the time of repairing the reactor, and serve to separate the space of the reactor water tank 20 and the service water tank 10 from each other to block the movement of the cooling water between the water tanks.

장기 냉각 댐(60)은 원자로 수조(20)와 인접한 가이드 벽(50)에 배치되고, 원자로 사고시 사이펀 브레이커의 작동으로 인해서 원자로 수조(20)의 냉각수가 장기 냉각 댐(60)보다 낮은 수위까지 방출 될 때, 노심의 장기 냉각을 위한 냉각수를 보관해 주는 역할을 수행한다.The long-term cooling dam 60 is disposed in the guide wall 50 adjacent to the reactor water tank 20 so that the cooling water of the reactor water tank 20 is discharged to a lower level than the long-term cooling dam 60 due to the operation of the siphon breaker , It plays a role of storing cooling water for long-term cooling of the core.

종래에는 원자로 사고시 사이펀 브레이커가 작동하여, 원자로 수조(20) 내 사이펀 브레이커의 하부까지만 냉각수가 남아 있게 되고, 이후에 노심의 냉각을 위해서 냉각수가 증발하게 되면 냉각수가 부족하게 되어 노심이 노출되게 되는 문제가 있었다.Conventionally, the siphon breaker operates in a reactor accident so that the cooling water remains only up to the lower portion of the siphon breaker in the reactor water tank 20. If the cooling water evaporates after cooling the core, the cooling water becomes insufficient and the core is exposed .

이에 본 발명에서는 노심의 장기 냉각을 위한 냉각수를 확보하기 위해서, 장기 냉각 댐(60)을 설치하여 서비스 수조(10)에 충분한 수량의 냉각수를 확보하는 것을 목적으로 한다.Accordingly, in the present invention, a long-term cooling dam (60) is provided to secure a sufficient amount of cooling water in the service water tank (10) in order to secure cooling water for long-term cooling of the reactor core.

장기 냉각 배관(70)은 장기 냉각 댐(60)의 일측에 배치되는데, 바람직하게는 장기 냉각 댐(60)의 최하단부에 배치되어서, 서비스 수조(10)의 냉각수가 충분하게 원자로 수조(20)로 공급시켜 주는 것이 좋다. 상기 장기 냉각 배관(70)은 복수개로 배치하는 유리한데, 하나의 배관이 막혀서 냉각수가 제대로 공급되지 않는 것을 막기 위한 조치이다. 장기 냉각 배관(70)에는 밸브(미도시)를 더 구비할 수도 있는데, 이 밸브를 통해서 원자로 수조(20)로 공급되는 냉각수의 양을 조절할 수도 있다. The long-term cooling piping 70 is disposed at one side of the long-term cooling dam 60 and is preferably disposed at the lowermost end of the long-term cooling dam 60 so that the cooling water of the service water bath 10 is sufficiently supplied to the reactor water tank 20 It is good to supply. The long-term cooling pipes 70 are arranged in a plurality of ways, and measures are taken to prevent the cooling water from being supplied properly due to clogging of one pipe. The long-term cooling piping 70 may further include a valve (not shown) through which the amount of cooling water supplied to the reactor water tank 20 may be adjusted.

도 2는 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 평면도로 수조 게이트가 개방된 상태를 나타내는 것으로, 수조 게이트가 개방된 상태는 원자로가 정상상태 운전을 할 경우와 사고 발생시의 경우이다.FIG. 2 is a plan view of the reactor long-term cooling system according to the present invention, showing a state in which a water tank is opened; a state in which a water tank is opened is a case where a reactor operates in a steady state and an accident occurs.

도 3은 본 발명에 따른 원자로 장기 냉각 장치의 평면도로 수조 게이트가 닫힌 상태를 나타내는 것으로, 수조 게이트가 닫힌 상태는 원자로 수리시의 경우이다.FIG. 3 is a plan view of a reactor long-term cooling apparatus according to the present invention, showing a state in which a water tank is closed, and a state in which a water tank is closed is a case of repairing a reactor.

가이드 벽(50)에는 수조 게이트(80)가 삽입될 수 있는 절곡홈이 형성되어 있고, 가이드 벽(50)의 일측에는 개방부가 형성되어 있어 조사물과 냉각수가 왕래 할 수 있도록 되어 있다.The guide wall 50 is formed with a bent groove into which the water tank gate 80 can be inserted. An opening is formed at one side of the guide wall 50 so that the irradiated water and the cooling water can pass through.

상기 가이드 벽(50)의 절곡홈 중 원자로 수조(20)측에 인접한 돌기측에 장기 냉각 댐(60)이 배치되어 있고, 서비스 수조(10)측에 인접한 돌기측은 완전 개방된 형상을 띄고 있다. 장기 냉각 댐(60)의 높이는 가이드 벽(50)의 높이보다는 낮게 배치되며, 장기 냉각 댐(60)의 높이는 방사선 차폐 측면에서 방사선 조사물이 원자로 수조(20)에서 서비스 수조(10)로 이동 시 필요로 하는 물의 차폐 두께로 결정된다. 또한, 장기 냉각 댐(60)의 높이는 각 원자로에 고려되는 장기 냉각 기간, 노심 잔열 크기, 서비스 수조 면적 등을 고려하여 그 하한 높이가 결정된다.A long-term cooling dam 60 is disposed on the projection side adjacent to the reactor water tank 20 side in the bent grooves of the guide wall 50. The projection side adjacent to the service water tank 10 side has a fully opened shape. The height of the long-term cooling dam 60 is lower than the height of the guide wall 50 and the height of the long-term cooling dam 60 is higher than the height of the guide wall 50 when the irradiated water is moved from the reactor water tank 20 to the service water tank 10 It is determined by the shielding thickness of water required. The height of the long-term cooling dam 60 is determined in consideration of the long-term cooling period, the size of the core residual heat, the service tank area, etc., considered for each reactor.

상기 장기 냉각 댐(60)은 약 1m 높이로 되어 있으며, 상부는 개방되어 있어, 원자로 수조와 서비스 수조간의 냉각수 이동이 자유롭게 되어 있다. 장기 냉각 댐(60)의 일측에는 장기 냉각 배관(70)이 삽입되어 있는데, 상기 장기 냉각 배관(70)은 복수개로 설치되어 있다. 도 2 내지 3에서는 2개의 장기 냉각 배관(70)을 보여 주고 있는데, 이는 하나의 장기 냉각 배관(70)이 이물질에 의해서 막히는 것을 고려한 것이다. 장기 냉각 배관(70) 내 유량은 노심 잔열에 의한 원자로 수조의 증발량의 정도가 되어야 할 것이며, 냉각수가 큰 잠열을 가지고 있기 때문에 필요 유량은 그다지 크지가 않다. 따라서, 장기 냉각 배관(70)의 직경은 작은 내경을 가지는 것이 일반적이다.The long-term cooling dam 60 has a height of about 1 m and the upper part is opened, so that cooling water can be freely moved between the reactor water tank and the service water tank. A long-term cooling pipe 70 is inserted into one side of the long-term cooling dam 60, and a plurality of the long-term cooling pipes 70 are provided. 2 to 3 show two long-term cooling pipes 70, which consider that one long-term cooling pipe 70 is clogged by foreign matter. The flow rate in the long-term cooling piping 70 should be the degree of evaporation of the reactor water tank due to the core residual heat, and the required flow rate is not so large because the cooling water has a large latent heat. Therefore, it is general that the diameter of the long-term cooling pipe 70 has a small inner diameter.

도 4는 도 3의 BB 단면도를 나타낸 것으로 원자로 수리시 수조 게이트가 닫힌 상태로 일차냉각계통을 통해서 원자로 수조의 냉각수를 배출시킨 상태를 나타낸다. 원자로(40) 수리시 수조 게이트(80)를 닫고, 원자로 수조(20)의 냉각수의 일부를 수조수 저장탱크로 이동한 후의 모습을 보여준다. 수조 게이트(80) 폐쇄시 서비스 수조(10)의 냉각수가 원자로 수조(20)로 누수되지 않게 두 수조를 완전히 분리시킬 수 있다. 그리고 원자로 수조(20)에서 작업자가 장기 냉각 배관(70)의 이상 유무를 쉽게 확인할 수 있다. 도 5는 도 2의 AA 단면도를 나타낸 것으로 수조 게이트가 개방된 상태로 원자로의 정상 운전 상태를 나타낸다. 일차냉각펌프는 NPSHr를 만족시키기 위해 노심(42)보다 낮은 위치에 배치되어 있으며, 원자로(40)가 정상 운전될 때에는 수조 게이트가 완전 개방되어 있다. 이때 두 수조의 수위가 같으며, 냉각수가 가이드 벽(50)의 개방부를 통해 자유롭게 오고 갈 수 있도록 되어 있다. 하향유동 원자로의 정상상태 시 유로는 노심(41)에서 데워진 일차냉각수가 원자로 하부(43)에 연결되어있는 일차냉각계통(21) 배관을 통해 일차냉각펌프로 흐르고, 이 이후에 위치한 열교환기에 의해 냉각된 후 원자로 상부(42)로 유입되는 형태이다. 원자로 수조(20)보다 낮은 위치에서 배관파단이 일어났을 때 냉각수가 어느 정도 배출파단면을 통해 방출되면 사이펀 브레이커(22)에 의해서 냉각수의 방출이 정지된다. 원자로 상부(42)는 개방되어 있는 상태로 원자로(40) 내부로 냉각수를 공급해줄 수 있도록 되어 있다. 사이펀 브레이커(22)는 일차냉각계통(21) 배관 최상단에 위치하여, 냉각수의 수위가 원자로(40)의 아래로 내려가는 것을 방지해 준다.FIG. 4 is a cross-sectional view taken along the line BB of FIG. 3, which shows a state in which the cooling water in the reactor water tank is discharged through the primary cooling system in a state where the water tank is closed during the reactor repair. The water tank gate 80 is closed at the time of repairing the reactor 40 and a part of the cooling water of the reactor water tank 20 is moved to the water tank. The two water tanks can be completely separated so that the cooling water of the service water tank 10 is not leaked to the reactor water tank 20 when the water tank gate 80 is closed. In the reactor water tank 20, the operator can easily confirm whether or not the long-term cooling pipe 70 is abnormal. FIG. 5 is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 2, showing the normal operation state of the reactor with the water tank open. The primary cooling pump is disposed at a position lower than the core 42 to satisfy the NPSHr, and when the reactor 40 is operated normally, the water tank is fully opened. At this time, the water levels of the two water tanks are the same, and the cooling water can freely come and go through the open part of the guide wall 50. The steady-state flow path of the downflowing nuclear reactor flows through the primary cooling pump 21 through the primary cooling system 21 pipe connected to the reactor lower portion 43 by the primary cooling water heated in the core 41, And then flows into the reactor upper portion 42. When the pipe breakage occurs at a position lower than the reactor water tank 20, when the cooling water is discharged to some extent through the discharge end surface, the discharge of the cooling water is stopped by the siphon breaker 22. The reactor upper part 42 is open so that the cooling water can be supplied into the reactor 40. The siphon breaker 22 is located at the uppermost end of the piping of the primary cooling system 21 to prevent the water level of the cooling water from descending below the reactor 40.

도 6은 도 2의 AA 단면도를 나타낸 것으로 원자로 사고시 장기 냉각 댐과 장기 냉각 배관을 통해서 서비스 수조의 냉각수를 원자로 수조로 공급해주는 상태를 나타낸다. 일차냉각계통(21) 배관 파단 사고시 사이펀 현상에 의해 수조수가 방출되고, 사이펀 브레이커(22)에 의해 사이펀 현상이 종료된 시점을 나타내 준다. 원자로 수조(20)의 경우 사이펀 브레이커(22) 끝단 높이로부터 일정 수위가 감소된 높이를 갖고, 서비스 수조(10)의 경우는 장기 냉각 댐(60) 높이에서 수조수의 방출이 멈추게 된다. 여기서 중요한 점은 사이펀 브레이크 현상은 수분 정도의 짧은 시간에 걸쳐 일어나는 사건이고, 노심 장기 냉각은 수일 이상의 긴 시간을 고려해야 하는 사건이라는 점이다. 즉, 사이펀 현상이 종료된 시점부터 서비스 수조(10)와 원자로 수조(20)의 수위차를 이용하여 냉각수를 원자로 수조(20)로 조금씩 공급해주는 것이 필요하다. 이는 노심(42) 잔열로 인해 냉각수가 증발되기 때문이다.FIG. 6 is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 2. FIG. 6 shows a state in which cooling water in a service tank is supplied to a reactor water tank through a long-term cooling dam and a long- Indicates the time when the water tank is discharged by the siphon phenomenon in the event of piping breakage in the primary cooling system 21 and the siphon phenomenon is completed by the siphon breaker 22. The reactor water tank 20 has a height reduced by a certain level from the end height of the siphon breaker 22. In the case of the service water tank 10, the water tank water stops to be discharged from the height of the long- The important point here is that the siphon braking phenomenon takes place over a short period of time, and core long-term cooling is an event that takes longer than a few days to be considered. That is, it is necessary to gradually supply the cooling water to the reactor water tank 20 by using the water level difference between the service water tank 10 and the reactor water tank 20 from the point of time when the siphon phenomenon ends. This is because the cooling water is evaporated due to the residual heat of the core 42.

노심(42)의 냉각에 사용되는 양만큼 지속적으로 냉각수의 보충이 필요하며, 종래에는 이와 같은 냉각수 보충을 별도의 펌프나 외부에서 냉각수를 별도로 보충해주는 방식을 사용하였으나, 이는 별도의 전원이나 에너지원을 필요로 하는 것으로 전원차단과 같은 상황에서 사용하기가 곤란한 문제가 있었다.It is necessary to continuously replenish the cooling water by an amount used for cooling the core 42. In the past, a method of supplementing such a cooling water supplement by a separate pump or an external cooling water was used. However, It is difficult to use in a situation where power is cut off.

이에 본 발명에서는 별도의 전원이나 에너지원을 사용하지 않고, 각 수조의 수위차를 이용하여 냉각수를 공급해주는 장치를 제공해 준다.Accordingly, the present invention provides a device for supplying cooling water using the water level difference of each water tank without using a separate power source or an energy source.

다음으로 원자로 장기 냉각 장치를 이용한 원자로 장기 냉각 방법을 설명한다.Next, the long-term cooling method of the reactor using the reactor long-term cooling system will be described.

원자로 사고 발생시(일차냉각계통 배관 파단시) 사이펀 브레이커를 통해서 원자로 수조의 냉각수가 방출되는 것을 차단하는 S1 단계를 거친다. 상기 S1 단계에서는 원자로 상부가 공기중에 노출이 되지 않도록 냉각수의 방출을 차단하는 단계로 사이펀 브레이커를 통해서 노심이 노출되지 않도록 해주는 단계이다.In the event of a reactor accident (when piping is broken in the primary cooling system), the S1 step is performed to prevent the cooling water from being released from the reactor water tank through the siphon breaker. In the step S1, the reactor core is prevented from being exposed through the siphon breaker to block the release of cooling water so that the reactor upper part is not exposed to the air.

다음은, 장기 냉각 댐의 높이만큼 서비스 수조에 냉각수를 보관하는 S2 단계를 거친다. 종래에는 사이펀 브레이커가 작동할 때까지 냉각수가 방출이 되면 서비스 수조의 냉각수는 모두 방출이 되고 아무것도 남지 않게 되는 문제가 있었으나, 장기 냉각 댐의 높이만큼 서비스 수조에 냉각수가 보존되게 된다. 이 냉각수를 이용하여 노심의 냉각을 지속적으로 실시할 수 있게 된다.The next step is S2 where the cooling water is stored in the service water tank as much as the height of the long-term cooling dam. Conventionally, when the cooling water is discharged until the siphon breaker operates, all of the cooling water in the service water tank is released and nothing is left. However, the cooling water is saved in the service water tank by the height of the long-term cooling dam. This cooling water can be used to continuously cool the core.

다음은 원자로의 노심 냉각을 위해서 장기 냉각 배관을 이용하여 원자로 수조에 냉각수를 공급해주는 S3 단계를 거친다. 상기 S3 단계에서는 서비스 수조에 있는 냉각수를 두 수조의 수위차를 이용하여 원자로 수조로 공급해주는 단계이다. 이 때 공급되는 냉각수의 유량은 노심 잔열을 위한 원자로 수조의 냉각수 증발량 정도가 된다. 냉각수의 잠열이 크기 때문에 필요 유량은 작다. 따라서 장기 냉각 배관은 작은 내경을 갖게 될 것이며, 혹시라도 이물질에 의해 장기 냉각 배관이 막히는 것을 고려하여 복수개의 배관을 설치하는 것이 바람직하다.Next, in order to cool the core of the reactor, the cooling water is supplied to the reactor water tank using the long-term cooling piping. In step S3, the cooling water in the service water tank is supplied to the reactor water tank using the water level difference between the two water tanks. The flow rate of the cooling water supplied at this time is about the evaporation amount of the cooling water in the reactor water tank for the core residual heat. Since the latent heat of the cooling water is large, the required flow rate is small. Therefore, the long-term cooling pipe will have a small inner diameter, and it is preferable to install a plurality of pipes in consideration of the fact that the long-term cooling pipe is clogged by foreign matter.

또한, 밸브를 이용하여 노심 냉각에 필요한 냉각수의 양을 조절하는 단계를 더 포함 할 수도 있다. 노심 냉각을 위해서는 긴 시간이 필요하므로, 이를 계산하여 필요유량만큼만 원자로 수조로 냉각수를 공급해주기 위해 별도의 밸브 또는 제어기 등을 더 구비할 수도 있다.
The method may further include the step of adjusting the amount of cooling water required for cooling the core by using the valve. It takes a long time to cool the core, so that it may be further provided with a separate valve or controller for supplying the cooling water to the reactor water tank only by the required flow rate.

이상의 설명은 본 발명의 기술 사상을 예시적으로 설명한 것에 불과한 것으로서, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 다양한 수정 및 변형이 가능할 것이다. 따라서, 본 발명에 개시된 실시예들은 본 발명의 기술 사상을 한정하기 위한 것이 아니라 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시예에 의하여 본 발명의 기술 사상의 범위가 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호범위는 아래 청구범위에 의하여 해석되어야하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술 사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.
The foregoing description is merely illustrative of the technical idea of the present invention and various changes and modifications may be made by those skilled in the art without departing from the essential characteristics of the present invention. Therefore, the embodiments disclosed in the present invention are intended to illustrate rather than limit the scope of the present invention, and the scope of the technical idea of the present invention is not limited by these embodiments. The scope of protection of the present invention should be construed according to the following claims, and all technical ideas within the scope of equivalents should be construed as falling within the scope of the present invention.

10: 서비스 수조
20: 원자로 수조
21: 일차냉각계통 22: 사이펀 브레이커
30: 하부공간
40: 원자로 41: 노심
42: 원자로 상부 43: 원자로 하부
50: 가이드 벽
60: 장기 냉각 댐
70: 장기 냉각 배관
80: 수조 게이트10: Service tank
20: reactor water tank
21: primary cooling system 22: siphon breaker
30: Lower space
40: Reactor 41: Core
42: reactor upper part 43: reactor lower part
50: guide wall
60: Long-term cooling dam
70: long-term cooling piping
80: water tank gate

Claims (7)

원자로 수조 및 서비스 수조가 배치되고, 원자로보다 낮은 위치에 설치되는 일차냉각펌프와 사이펀 브레이커를 구비하는 일차냉각계통을 포함하는 원자로 장기 냉각 장치에 있어서,
상기 원자로 수조와 서비스 수조 사이에서 냉각수가 이동할 수 있도록 개방부가 형성된 가이드 벽과;
상기 개방부를 폐쇄시켜 상기 원자로 수조와 서비스 수조의 공간을 분리시켜주는 수조 게이트;
상기 개방부에 위치하고, 상기 가이드 벽의 높이보다 낮은 높이를 가지는 장기 냉각 댐; 및
상기 장기 냉각 댐의 일측에 위치하고, 서비스 수조의 냉각수를 원자로 수조로 공급해주는 장기 냉각 배관;을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치.
A reactor long-term cooling system comprising a reactor water tank and a service water tank, and a primary cooling system including a siphon breaker and a primary cooling pump installed at a lower position than the reactor,
A guide wall having an opening formed therein for allowing the cooling water to move between the reactor water tank and the service water tank;
A water tank which closes the opening to separate the space of the reactor water tank and the service water tank;
A long-term cooling dam located at the open portion and having a height lower than the height of the guide wall; And
And a long-term cooling pipe located at one side of the long-term cooling dam and supplying the cooling water of the service water tank to the reactor water tank.
제 1 항에 있어서,
상기 개방부와 인접한 가이드 벽의 내벽에는 상기 수조 게이트가 삽입되는 절곡홈이 형성되어 있는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치.
The method according to claim 1,
Wherein an inner wall of the guide wall adjacent to the opening portion is formed with a bending groove into which the water tank is inserted.
제 1 항에 있어서,
상기 장기 냉각 배관은 상기 장기 냉각 댐의 최하단부에 배치되는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치.
The method according to claim 1,
And the long-term cooling pipe is disposed at the lowermost end of the long-term cooling dam.
제 1 항에 있어서,
상기 장기 냉각 배관은 복수개로 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치.
The method according to claim 1,
Wherein the long-term cooling piping comprises a plurality of long-term cooling piping.
제 1 항에 있어서,
상기 장기 냉각 배관의 유량을 제어하기 위한 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 장치.
The method according to claim 1,
Further comprising a valve for controlling a flow rate of the long-term cooling piping.
제 1 항 내지 제 5 항에 있는 원자로 장기 냉각 장치를 이용한 원자로 장기 냉각 방법에 있어서,
원자로 사고 발생시 상기 사이펀 브레이커를 통해서 상기 원자로 수조의 냉각수가 방출되는 것을 차단하는 S1 단계;
상기 장기 냉각 댐의 높이만큼 상기 서비스 수조에 냉각수를 보관하는 S2 단계; 및
원자로의 노심 냉각을 위해서 상기 장기 냉각 배관을 이용하여 상기 원자로 수조에 냉각수를 공급해주는 S3 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 방법.
A long-term reactor cooling method using the reactor long-term cooling apparatus according to any one of claims 1 to 5,
Blocking the cooling water of the reactor water tank through the siphon breaker when the reactor accident occurs;
A step S2 of storing cooling water in the service water tank by the height of the long-term cooling dam; And
And supplying the cooling water to the reactor water tank using the long-term cooling pipe for core cooling of the reactor.
제 6 항에 있어서,
상기 S3 단계에서 상기 밸브를 이용하여 노심의 냉각에 필요한 냉각수의 양을 조절하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 장기 냉각 방법.




The method according to claim 6,
Further comprising the step of controlling the amount of cooling water required for cooling the core using the valve in step S3.




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