KR20150122762A - 가압수형 원자로 감압 시스템 - Google Patents

가압수형 원자로 감압 시스템 Download PDF

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KR20150122762A
KR20150122762A KR1020157026843A KR20157026843A KR20150122762A KR 20150122762 A KR20150122762 A KR 20150122762A KR 1020157026843 A KR1020157026843 A KR 1020157026843A KR 20157026843 A KR20157026843 A KR 20157026843A KR 20150122762 A KR20150122762 A KR 20150122762A
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nuclear power
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준 리아오
베파 엔 쿠쿡보야시
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웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
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Abstract

내악재 손실 사고 시에, 원자로 용기 내의 압력을 감소시키고, 냉각재 포스트 손실 사고 단계에서 원자로 코어의 붕괴열에 의해 생성된 증기를 벤팅하는 감압 시스템에 의존하는 가압수형 원자로의 피동 냉각 시스템. 감압은 원자로 용기와 격납체 사이에 낮은 압력차를 생성하고, 원자로 용기로의 중력에 의해 구동되는 냉각 시스템 주입을 가능하게 한다. 감압 시스템은, 벤트 파이프 내의 밸브가 개방 위치에 있을 때, 원자로 용기의 내부와 격납체 분위기 사이의 유동 경로를 형성하는 벤트 파이프에 연결되는 원자로 용기 벽 내의 오리피스 내의 유량 제한기를 포함한다. 바람직하게, 유량 제한기는 유동 경로 면적 내에 점축부 및 점확부를 구비하는 벤투리이다.

Description

가압수형 원자로 감압 시스템{PRESSURIZED WATER REACTOR DEPRESSURIZATION SYSTEM}
본 발명은 일반적으로 원자로, 특히 냉각 회로로의 추가의 냉각수의 주입을 용이하게 하는 원자로 냉각재 회로의 자동 감압에 대한 피동 안전 특징부를 갖는 가압수형 원자로 시스템에 관한 것이다.
가압수형 원자로와 같은 발전용 원자로에 있어서, 열은 농축 우라늄과 같은 핵연료의 분열에 의해 생성되어서, 원자로 코어를 통해 흐르는 냉각재에 전달된다. 코어는 핵연료 조립체 구조물 내에서 서로 근접하여 장착된 기다란 핵연료봉을 포함하고, 이 핵연료봉을 통해 그리고 이 핵연료봉 위로 냉각재가 흐른다. 핵연료봉은 동일 공간에 걸친 병렬 어레이로 서로 이격되어 있다. 소정의 핵연료봉 내의 핵분열 동안에 방출된 중성자 및 감마선 중 일부는 핵연료봉 사이에서 물 감속재를 통과하고, 핵반응 및 코어 내에서 생성된 열에 기여하는 인접한 핵연료봉 내의 핵분열성 물질에 영향을 미친다.
가동 제어봉은 원자로 코어 전체에 걸쳐서 분산되어서, 다른 경우에서 핵분열 반응에 기여하는 중성자의 일부를 흡수함으로써, 핵분열 반응의 전체 비율의 제어를 가능하게 한다. 일반적으로, 제어봉은 중성자 흡수 물질의 기다란 봉을 포함하고, 핵연료봉에 평행하게, 그리고 핵연료봉 사이에서 연장되는 연료 조립체 내의 종방향 개구부 또는 가이드 심블에 끼워맞춤된다. 또한, 코어 내로 제어봉을 삽입하는 것은 인접한 핵연료봉 내의 핵분열 반응에 기여하는 일 없이, 보다 많은 중성자가 흡수되게 하고; 제어봉을 철회시키는 것은 중성자 흡수의 범위를 감소시키고, 핵반응률 및 코어의 동력 출력을 증가시킨다.
도 1은 핵분열성 물질을 포함하는 핵연료봉을 지지하는 원자로 코어(14)를 밀폐하는 클로저 헤드(12)를 구비하는 대체로 원통형의 압력 용기(10)를 포함하는 단순화된 종래의 원자로 1차 시스템을 도시한다. 물 또는 붕산수와 같은 액체 냉각재는, 코어(14)를 통해, 펌프(16)에 의해 용기(10) 내로 펌핑되며, 이 코어(14)에서, 열에너지가 흡수되어서 전형적으로 증기 발생기로 불리는 열교환기(18)로 방출되고, 이 열교환기(18)에서, 열이 증기 피동 터빈 발생기와 같은 이용 회로(도시되지 않음)로 전달된다. 그 다음에 원자로 냉각재는 1차 루프를 완성하는 펌프(16)로 복귀된다. 전형적으로, 복수의 상술된 루프는 원자로 냉각재 파이핑(20)에 의해 단일 원자로 용기(10)에 연결된다.
이러한 디자인을 채용하는 상업용의 발전소는 전형적으로, 300㎿ 내지 1700㎿의 전력을 생성한다. 보다 최근에, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨는 200 메가와트 전기 클래스의 소형 모듈 원자로를 제안하고 있다. 소형 모듈 원자로는 원자로 용기 내측에 위치된 모든 1차 루프 구성요소를 갖는 통합 가압수형 원자로이다. 원자로 용기는 컴팩트한 고압의 격납체에 의해 둘러싸인다. 격납체 내에서의 제한된 공간과, 통합 가압 경수형 원자로를 위한 저비용 필요조건 양자로 인해, 보조 시스템의 전체 수는 안전 또는 기능을 절충하는 일 없이 최소화될 필요가 있다. 이러한 이유로, 컴팩트한 고압 격납체 내의 원자로 시스템의 1차 루프와 유체 연통하는 구성요소 중 대부분을 유지하는 것이 바람직하다.
전형적인 종래의 가압수형 원자로 디자인은 원자로 및 사용후 핵연료 풀(spent fuel pool)을 냉각시키는데 필요한 펌프에 동력을 공급하는 사고 후의 비상 AC 전력에 의존하는 능동 안전 시스템을 이용한다. 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된 AP1000®과 같은 개선된 디자인은 코어 및 사용후 핵연료 풀로부터 붕괴열을 제거하기 위해 자연 순환, 비등 및 응축에만 의존하는 피동 안전 시스템을 이용한다. 이러한 피동 안전 시스템의 원리를 소형 모듈 원자로 디자인에 적용하고, 안전 마진(margin)을 여전히 유지하면서 디자인을 바람직하게 단순화하는 것이 바람직하다. 하나의 이러한 안전 시스템은 1차 냉각재 회로로부터의 냉각재 손실 사고에 대처한다. 냉각재 손실 사고는 소량만이 포함될 수도 있고, 이에 의해 추가의 냉각재가 원자로 냉각재 회로를 감압하는 일 없이, 비교적 적은 고압 보충수 공급원으로부터 주입될 수 있다. 주요 냉각재 손실 사고가 발생하는 경우, 다량의 물을 포함하는 저압 공급원으로부터 냉각재를 추가하는 것이 필요하다. 원자로 냉각재 회로의 실질적인 압력, 예를 들면 2250psi 또는 15㎫을 극복하기 위해, 원자로 냉각재 회로는, 냉각수가 격납체 내의 저압의 물 공급 탱크로부터 추가될 수 있도록 감압된다. 저압 물 공급 탱크는 중력에 의해 배수되기 때문에, 펌프는 필요하지 않다. 원자로 용기가 위치되는 격납 용기의 저부 내로 물이 배수되는 것은, 펌프와 같은 능동 구성요소에 의존하는 일 없이, 감압된 냉각 회로 내로 물을 강제하는데 충분한 격납체 내의 물의 유압 헤드를 전개시킨다. 냉각 회로가 실질적으로 격납체 내의 대기압에 있고, 격납체가 물에 잠기면, 물이 핵연료를 냉각하는 원자로 용기 내로 물이 계속 강제된다. 코어 내에서 생성된 증기와 함께 경수는 원자로 냉각재 회로로부터 벗어난다. 증기는 격납체의 내측벽 및 격납체 내측의 다른 금속면 상에서 응축되고, 원자로 냉각재 회로 내로 다시 주입되기 위해 다시 배수된다.
상술된 구성은 냉각재 손실 사고의 시나리오에서 효과적이다. 그러나, 자동 감압 시스템이 덜 심각한 상황에서 활성되는 경우에, 격납체가 불필요하게 물에 잠길 가능성이 있다. 원자로 격납체의 침수에 잇따른 감압은 원자로의 운전정지 및 상당한 청소 작업을 필요로 한다. 이러한 근심은 본 발명의 양수인에게 양도된 미국 특허 제 5,268,943 호 및 미국 특허 출원 공개 제 2012/0155597 호에서 부분적으로 대처되었다.
정상 조건 하에서 자동 감압 시스템의 비논리적인 작동은 분석되었던 것보다 더욱 심각한 사고를 초래할 수 있다는 것이 가정되었다. 따라서, 자동 감압 시스템의 추가의 개선은 이러한 사고의 악영향을 최소화시키는 것이 소망된다. 따라서, 본 발명의 목적은 격납체로의 원자로 냉각재의 방출에 흐름 저항을 추가하는 것이다.
본 발명의 추가의 목적은 물로 덮이는 원자로 코어를 유지하기에 충분한 비율로 저압 물 공급 탱크로부터의 중력 유동에 의해 냉각재 회로로 물이 추가되는 것을 가능하게 하는 감압 시스템의 작동에 악영향을 끼치는 일 없이, 이러한 저항을 추가하는 것이다.
이러한 목적 및 다른 목적은 격납체 내에 내장된 압력 용기 내에 밀폐된 원자로를 구비하고, 이 원자로는 격납체 내의 원자로를 둘러싸는 영역보다 높은 압력으로 작동하는 원자력 발전 시스템에 의해 달성된다. 원자로는, 이 원자로 내의 냉각재를 격납체 내로 벤팅함으로써, 원자로 내의 압력을 감소시키기 위한 감압 시스템을 포함한다. 감압 시스템은 기본적으로, 압력 용기 내의 냉각재를 격납체 내로 벤팅하기 위한 압력 용기 내의 오리피스와, 압력 용기 내의 압력과 원자로 용기 외측의 압력을 실질적으로 동등하게 하기에 충분한 유체의 유동을 가능하게 하면서, 오리피스 외부로의 압력 용기 내의 유체의 임계 유량을 제한하기 위한 오리피스와 유동 연통하는 유량 제한기를 포함한다. 바람직하게, 유량 제한기는 감압 시스템 내의 다른 도관에 비해 감소된 개구부를 구비하고, 감소된 개구부는 감압 시스템에 의해 요구된 최소 임계 유량을 제공하도록 치수설정되어, 냉각재로 덮여진 원자로 코어를 유지한다. 바람직하게, 유량 제한기는 벤투리(venturi)이고, 이 벤투리는 감압이 연통되는 이 벤투리를 통한 개구부의 최대 직경과 최소 직경 사이의 점진적인 전이부를 구비한다.
일 실시예에 있어서, 오리피스는 압력 용기의 벽을 통해 연장되고, 감압 시스템이 작동될 때까지 압력 용기로부터 오리피스를 분리하기 위한 밸브로 연장되는 도관을 포함한다. 바람직하게, 유량 제한기는 압력 용기의 벽 내의 오리피스를 통해 위치설정되고, 바람직하게, 유량 제한기는 압력 용기 벽 내에 위치설정된다. 효율적으로, 유량 제한기의 유동 면적은 도관 또는 밸브의 유동 면적보다 적다.
일 실시예에 있어서, 원자력 발전기 시스템은 종래의 상업용의 가압수형 원자로이다. 다른 실시예에 있어서, 원자력 발전 시스템은 전형적으로 대략 300 메가와트 내지 1700 메가와트 전기 사이의 종래의 원자로에 비해 소형 모듈 가압수형 원자로이다.
본 발명의 추가적인 이해는 첨부된 도면과 함께 읽을 때, 바람직한 실시예의 이하의 설명으로부터 얻을 수 있다.
도 1은 종래의 원자로 시스템의 단순 개략도,
도 2는 본 발명의 일 실시예를 포함하는 소형 모듈 통합 원자로 시스템을 도시하는 개략적인 부분 단면도,
도 3은 도 2에 도시된 원자로의 확대도,
도 4는 도 2에 도시된 원자로 격납체의 개략도로서, 보조 시스템의 일부가 소형 모듈 원자로의 피동 안전 시스템의 일 실시예의 결합된 피동 잔열 제거 시스템 및 외측-격납 풀 시스템의 외측 원자로 격납 구성요소의 작동을 비롯하여, 코어 보충 탱크, 감압 시스템, 격납체 내 풀의 작동의 이해를 지지하는 도면,
도 5는 본 발명의 실시예가 통합되는 원자로 용기 벽을 도시하는 격납체 내의 원자로 용기의 개략도,
도 6은 본 발명의 실시예가 통합되는 도 5에서 확인된 원자로 벽의 단면도,
도 7, 도 8 및 도 9는 우연한 밸브 작동 동안에, 격납체 내로 방출된 총 질량, 격납체 내로 방출된 총 에너지, 및 격납체 압력에서의 유량 제한기에 대한 감소를 비교적 도시하는 유량 제한기를 갖는 경우 및 유량 제한기를 갖지 않는 경우에 대한 그래픽 플롯.
도 2, 도 3 및 도 4는 피동 열 제거 시스템, 고압 물 주입 시스템, 저압 물 주입 시스템, 및 본 발명으로부터 유익한 재순환 시스템을 구비하는 소형 모듈 원자로 디자인을 도시한다. 도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 모듈 원자로 디자인의 격납체의 사시도를 도시한다. 도 2에 도시된 원자로 격납체는 원자로 압력 용기 및 이 용기의 통합된 내부 구성요소를 도시하도록 부분적으로 절단된다. 도 3은 도 2에 도시된 원자로 압력 용기의 확대도이다. 도 4는 조합된 피동 열 제거 시스템의 활용 히트 싱크 및 2차 열교환 루프와, 소형 모듈 원자로의 일 실시예의 높은 헤드 물 주입 시스템을 포함하여, 원자로 보조 시스템 중 일부뿐만 아니라, 연장된 피동 코어 냉각의 주요 구성요소 및 냉각재 재순환 시스템을 포함하는 원자로의 일 실시예의 상세 개략도이다. 유사한 도면 부호는 대응하는 구성요소를 식별하기 위해 일부 도면에 공통으로 사용된다.
도 2, 도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 통합 가압수형 원자로에 있어서, 실질적으로, 원자핵 증기 공급 시스템의 1차측과 전형적으로 관련된 모든 구성요소는 원자핵 증기 공급 시스템의 1차측과 관련된 안전 시스템의 일부분과 함께, 대략 250Psig(1.7㎫)의 압력을 견딜 수 있는 고압 격납 용기(34) 내에 전형적으로 내장되는 단일 원자로 압력 용기(10) 내에 포함된다. 원자로 용기(10) 내에 내장된 1차 구성요소는 증기 발생기, 원자로 냉각재 펌프(28), 가압기(22) 및 원자로의 1차측을 자체적으로 포함한다. 이러한 통합 원자로 디자인에 있어서, 상업용의 원자로의 증기 발생기 시스템(18)은 열교환기(26) 및 증기 드럼(32)의 2개의 구성요소로 분리되고, 열교환기(26)는 원자로 상단 내부구조물(30) 위의 원자로 용기(10) 내에 위치되며, 증기 드럼(32)은 도 4에 도시된 바와 같이 격납체(34)의 외부에 유지된다. 증기 발생기 열교환기(26)는 1차 디자인 압력이 부과되는 압력 용기(10/12) 내에 포함되고, 이 압력 용기(10/12)는 원자로 코어(14), 다른 종래의 원자로 내부 구성요소, 2개의 튜브 시트(54 및 56), 핫 레그 파이핑(24)(또한 핫 레그 라이저로 지칭됨), 하단 튜브 시트(54)와 상단 튜브 시트(56) 사이에서 연장되는 열전달 튜브(58), 튜브 지지물(60), 열전달 튜브(58)와 2차측 유동 노즐(44 및 50) 사이에서 2차 유체 매체의 유동을 지향시키는 2차 유동 배플(36)로 나뉘어진다.
따라서, 압력 용기 헤드 조립체(12) 내의 열교환기(26)는 격납체(34) 내에 밀봉된다. 격납 증기 드럼(32)(도 4에 도시됨)의 외부는 2차 디자인 압력이 부과된 압력 용기(38)로 구성된다. 격납 증기 드럼(32)의 외부는, 종래의 증기 발생기 디자인(18) 내에서 발견되는 것과 같이, 원심형 및 쉐브론(Chevron)형 습분 분리 장비, 급수 분배 장치 및 건조 증기용 유동 노즐을 포함하여, 액체 및 습증기를 재순환시킨다.
용기(10)의 헤드(12) 내의 열교환기(26)를 통한 1차 원자로 냉각재의 유동은 도 3의 상단 부분에서 화살표에 의해 도시된다. 도시되는 바와 같이, 원자로 코어(14)를 빠져나가는 가열된 원자로 냉각재는 핫 라이저 레그(24) 위로 그리고 핫 라이저 레그(24)를 통해 이동되어, 상단 튜브 시트(56)의 중심을 통해 핫 레그 매니폴드(74)로 유입되고, 이 핫 레그 매니폴드(74)에서, 가열된 냉각재는 180° 회전하여, 상단 튜브 시트(56)를 통해서, 하단 튜브 시트(54)를 통해 아래로 연장되는 열전달 튜브(58)로 유입된다. 그 다음에, 원자로 냉각재는, 외부 증기 드럼(32)으로부터 과냉각된 재순환 입구 노즐(50)을 통해, 역류 관계로 열교환기에 유입되는 재순환된 액체 및 급수의 혼합물에 자신의 열을 전달시키는 하단 튜브 시트(54)를 통해 연장되는 열전달 튜브(58)를 통해 아래로 이동된다. 과냉각된 재순환 입구 노즐(50)을 통해 열교환기(26)에 유입되는 과냉각된 재순환 액체 및 급수는 2차 유동 배플(36)에 의해 열교환기의 하부 아래로, 그리고 열교환기 튜브(58) 위로 그리고 열교환기 튜브(58) 주위로 지향되고, 포화 증기(laden steam)가 습증기 출구(44)에 집중된다. 그 다음에, 습포화 증기는 외부 증기 드럼(32)에 이송되어, 습분으로부터 증기를 분리시키는 습분 분리기를 통해 운송된다. 분리된 습분은, 급수와 혼합되고 사이클을 반복하기 위해 과냉각된 재순환 입구 노즐(50)로 다시 이송되는 재순환 액체를 형성한다.
종래의 가압수형 원자로 디자인 및 (펜실베니아 크랜베리 타운쉽의 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된 AP1000®과 같은) 개선된 가압수형 원자로 디자인 양자는 사고 시나리오 동안에 코어 손상을 방지하기 위해, 붕괴열 제거 시스템 및 고압 주입 시스템 양자를 이용한다. 도 3, 도 4 및 도 4에 도시된 웨스팅하우스 소형 모듈 원자로 디자인에 있어서, 비용 및 공간 제약은 대형의 가압수형 원자로에서 현재 실행된 바와 같이 이러한 시스템의 능력을 제한한다. 대형의 원자로 시스템은 본 출원의 양수인에게 1993년 11월 2일에 발행된 미국 특허 제 5,259,008 호에 보다 완전히 설명된다. 웨스팅하우스 소형 모듈 원자로는 피동 붕괴열 제거, 높은 헤드 물 주입, 낮은 헤드 물 주입, 및 재순환 기능을 단일의 단순한 통합 시스템으로 조합한다. 이 조합된 안전 시스템은 대형의 가압수형 원자로 안전 시스템에 비해, 통합 원자로 디자인을 크게 단순화시키고, 감소된 비용과 낮은 공간적 필요조건으로, 사고 동안에 비교가능한 원자로 보호 능력을 허용한다. 이하에 설명되는 소형 모듈 원자로 안전 시스템은 오퍼레이터 조정 또는 외부 전력의 사용 없이, 대략 7일 동안 원자로 코어를 지속적으로 냉각시킬 수 있는 재순환 시스템 디자인을 포함한다. 초기 피동 냉각 시간은 이하에 설명되는 바와 같이, 격납체 외측의 최후의 히트 싱크 풀 내에 물을 보충함으로써 추가로 연장될 수도 있다.
도 2 내지 도 5로부터 볼 수 있는 바와 같이, 소형 모듈 원자로의 안전 시스템은, 압력 하에서 물이 코어 보충 탱크를 통해 재순환 루프에서 코어 내로 강제되는 높은 헤드 물 주입 기능부; 코어 보충 탱크, 낮은 헤드 물 주입 시스템을 통해 순환하는 원자로 냉각재를 냉각하는 잔열 제거 시스템, 및 코어를 통해 냉각재를 지속적으로 재순환시키는 코어 재순환 시스템의 3가지 기본 기능부를 포함한다. 조합된 높은 헤드 물 주입 기능부 및 잔류 피동 열 제거 기능부는 도 2 내지 도 4를 참조함으로써 이해될 수 있으며, 도 2 내지 도 4는 격납 용기(34) 내에 위치된 조합된 코어 보충 탱크/피동 잔열 제거 열교환기(40/42)를 도시하고, 피동 잔열 제거 열교환기(42)는 코어 보충 탱크(40) 내에 위치된다. 피동 잔열 제거 열교환기(42)는 코어 보충 탱크의 상단부의 입구 플리넘(43), 및 코어 보충 탱크의 하단부의 출구 플리넘(46)을 포함한다. 상단 튜브 시트(48)는 2차 유체 플리넘(64)으로부터 상단 입구 플리넘(43)을 분리하고, 하단 튜브 시트(52)는 2차 유체 플리넘(64)으로부터 하단 출구 플리넘(46)을 분리한다. 열교환 튜브의 튜브 다발(62)은 상단 튜브 시트(48)와 하단 튜브 시트(52) 사이에서 연장된다. 따라서, 입구 플리넘(43)에 유입되는 입구 파이핑(84)을 통해 공급된 코어(82)의 핫 레그로부터의 1차 유체는 튜브 다발(62)을 통해 출구 플리넘(46)으로 이송되고, 출구 파이핑(88)을 통해 코어(14)의 다운코머(78)로 복귀된다. 튜브 다발(62)을 통과하는 냉각재는 이 냉각재의 열을 튜브 시트(48 및 52) 사이의 2차 유체 플리넘(64) 내의 2차 유체로 전달한다. 2차 유체는 2차 유체 입구 파이핑(66)을 통해 2차 유체 플리넘(64)에 유입되고, 튜브 다발(62)로부터 전달된 열을 흡수하여, 2차 유체 출구 파이핑(68)을 통해 빠져나간다. 코어 보충 탱크(40)의 높이, 즉 코어 보충 탱크가 지지되는 상승부는 높은 자연 순환 유동을 용이하게 하기 위해 최대화된다. 안정 상태 작동 동안에, 코어 보충 탱크(40) 및 피동 잔열 제거 열교환기(42)의 1차 튜브측은 원자로 작동 동안의 원자로 냉각재와 동일한 압력으로 냉각, 보충된 물로 충전된다. 이러한 물은, 코어 보충 탱크(40)의 하단부 상의 출구 파이핑(88) 상의 밸브(80)에 의해 원자로 압력 용기(40) 내로 흐르는 것이 방지된다.
사고 상태 동안에, 원자로 보호 시스템 및 안전 모니터링 시스템은 밸브(80)의 개구부에 신호를 보내서, 코어 보충 탱크 내의 차가운 붕산수가 출구 파이핑(88)을 통해, 그리고 원자로 압력 용기(10)의 다운코머(78) 내로 흐르게 한다. 동시에, 뜨거운 원자로 냉각재는 코어 출구 구역(82)으로부터 입구 파이핑(84)을 통해 코어 보충 탱크(40) 내로, 그리고 그 다음에는 코어 보충 탱크 입구 플리넘(43) 내로 흐른다. 그 다음에, 뜨거운 원자로 물은 피동 잔열 제거 열교환기(42)의 튜브 다발(64) 내의 튜브를 통해 아래로 흐르고, 2차 유체 플리넘(64) 내의 피동 잔열 제거 열교환기의 쉘측을 통해 흐르는 차가운 2차 물에 의해 냉각된다.
비등되는 것을 방지하도록 가압되는 2차 물은, 그 다음에 파이핑(68)을 통해 상향으로, 최후의 히트 싱크 탱크(70) 내의 제 2 열교환기(72)로 흐르고, 이 제 2 열교환기(72)에서, 2차 물은 열을 최후의 히트 싱크 탱크(70) 내의 차가운 물에 전달한다. 이제 냉각된 2차 물은 복귀 파이핑(66)을 통해 아래로, 그리고 열교환기(42)의 코어 보충 탱크 쉘측(64) 내로 흘러서, 공정을 반복한다. 최후의 히트 싱크 루프 및 코어 보충 탱크 1차 루프 양자는 자연 순환 유동에 의해 구동된다. 코어 보충 탱크 1차 루프 유동은, 증기가 코어 보충 탱크 입구 파이핑(84)에 유입된 후에도 원자로로부터의 열을 계속 제거한다.
냉각재가 원자로 압력 용기(10)로부터 손실되는 사고 동안에, 피동 잔열 제거 열교환기(42)가 원자로(10)로부터 붕괴열을 제거하기 때문에, 원자로 용기 내의 수위는 강하한다. 수준이 코어 출구 구역(82) 내의 코어 보충 탱크 입구 파이핑 도입부 아래로 강하될 때, 증기는 입구 파이핑에 유입되고, 자연 순환 사이클을 중단시킨다. 이 시점에서, [피동 잔열 제거 열교환기의 2차 쉘측(64)을 제외한] 코어 보충 탱크의 워터 인벤토리(water inventory)는 증기압 하에서 출구 파이핑(88)을 통해 하향으로, 그리고 원자로 압력 용기 다운코머(78) 내로 흘러서, 효율적으로, 높은 헤드 주입의 역할을 한다. 코어 보충 탱크 및 잔열 제거 열교환기 조합으로부터의 이러한 조합된 높은 헤드 주입은 2012년 6월 13일에 출원된 미국 특허 제 13/495,069 호에 보다 완전히 설명된다.
도 4에 도시된 실시예는 조합된 코어 보충 탱크 높은 헤드 주입 및 잔열 제거 시스템의 특징부, 자동 감압 시스템, 및 외측 전력 없이 연장된 기간에 걸쳐서 코어 냉각을 제공하는 격납체 내 원자로 재순환 시스템을 갖는 낮은 헤드 주입을 조합하고, 이 격납체 내 원자로 재순환 시스템에 본 발명이 감압 시스템의 우연한 작동의 악영향을 감소시키도록 적용될 수도 있다.
도 4에 도시된 소형 모듈 원자로 시스템의 일 실시예에 있어서, 통합 원자로 용기(10)는 상기 언급된 바와 같이 소형 고압 격납 용기(34) 내측에 있다. 격납 용기(34)는 물의 풀(90) 내에 실질적으로 잠겨서, 용기에 대한 외부 냉각을 제공한다. 용기 내측에는, 원자로 코어(14) 위의 상승부에 위치된 격납체 내 풀 탱크(96)에 연결된 격납체 내 풀 저장조(94)를 포함하는 격납체 내 풀 시스템(92)이 있다. 격납체 내 풀 저장조(94)는 하나의 격납체 내 풀 탱크(96)에 각각 연결된 2개의 절반부로 나뉜다. 제 1 세트의 자동 감압 시스템 밸브(102)는 각 코어 보충 탱크의 상부에 연결된다. 제 2 세트의 자동 감압 시스템 밸브(103)(수직 화살표로 상징적으로 도시됨)는 원자로 용기(10)의 코어 출구 구역(82)에 대한 독립적인 도관에 의해 연결된다. 이러한 밸브의 목적은 원자로를 감압하고, 격납체 용적과 원자로 용기 용적 사이의 압력을 동등하게 하는 것이다. 저압 물 주입 시스템(격납체 내 풀)을 초기화하고, 중력 하에서 격납 압력 용기로부터 원자로 내로 물을 재순환시키는 것이 필요하다.
격납체 내 풀 시스템(92)은 격납체 내 풀 저장조(94)를 통해 체크 밸브(104)에 의해 섬프 주입 노즐에 연결된다. 체크 밸브(104)는 격납체 내 풀 시스템으로부터 격납체 내 풀 저장조(94)를 통해 원자로 냉각재 시스템으로의 유동을 허용한다. 또한, 격납체 내 풀 시스템(92)은 체크 밸브(101)를 통해 격납체 내부 용적 또는 격납 섬프(98)의 하단 부분에 연결된다. 체크 밸브는 격납 섬프(98)로부터 격납체 내 풀 시스템(92)으로의 유동을 허용한다. 용기 내 보유 밸브(106)는 격납체 내 풀 시스템(92) 내의 물이 원자로 용기 공동 내로 흐르게 하고, 원자로 용기의 내부를 냉각시켜서 코어가 원자로 용기 벽을 통해 용해되는 것을 방지한다.
증기 발생기 2차측(108)은 증기 발생기 열교환기로부터 들어오는 습증기를 건식 증기 및 물로 분리하는 외부 증기 드럼(32)에 연결된다. 또한, 증기 드럼 내의 물의 열제거 능력은 사고 후에 사용될 수도 있다. 증기 발생기의 작동은 2012년 6월 13일에 출원된 미국 출원 제 13/495,069 호에 보다 완전히 설명되었다. 증기 드럼(32)은 격리 밸브(110 및 112)를 폐쇄함으로써 분리될 수 있다.
안전 시스템의 작동은 다음의 상정된 냉각재 손실 사고를 발생시키는 이벤트(event)의 시퀀스의 리뷰를 통해 입증될 수 있다. 냉각재 손실 사고는 1차 파이프가 격납체 내측에서 파손될 때 발생한다. 통합 원자로 내에 대형의 1차 파이프가 존재하지 않기 때문에, 1차 파이프 파손은 가압기(22) 상의 가압기 스프레이 라인과 같은 원자로로의 보조 연결부, 또는 섬프 주입 라인과 같은 코어 보충 탱크(40)로의 연결부 상에 존재한다. 이러한 라인은 6인치 미만의 직경으로 제한될 것이다.
냉각재 손실 사고의 시퀀스의 제 1 단계는 이벤트가 진행 중인 보호 및 안전 모니터링 시스템(114)에 의한 분석이다. 그 다음에, 보호 및 안전 모니터링 시스템은 코어(14) 내로의 제어봉의 삽입, 및 원자로 냉각재 펌프(28)의 트립(trip)을 생성하는 보호 시스템 신호를 발생시킨다. 증기 드럼(32)은, 증기 드럼으로부터 증기 발생기로의 습증기 라인(110) 및 급수 재순환 라인(112)을 폐쇄함으로써 증기 발생기로부터 분리될 것이다.
제 2 단계는 코어 보충 탱크(40) 아래의 밸브(80)를 개방하는 것이고, 이에 의해, 코어 내로 강제되는 코어 보충 탱크 내의 차가운 붕산수는 코어를 냉각하고, 코어를 덮인 채로 유지시킨다. 또한, 잔열 제거 열교환기는 활성화되고, 이는 핫 레그로부터 열교환기를 통해, 그리고 다운코머 내로의 유동을 냉각하는 자연 순환을 개시한다. 잔열 제거 열교환기의 2차측 냉각 루프는 열을 최후의 히트 싱크 풀(70)로 전달할 것이다. 이 냉각은, 원자로 내의 수위가 원자로 용기(10) 내의 핫 레그 잔열 제거 입구 연결부 아래로 강하될 때까지 계속될 것이다. 이 시점에서, 코어 보충 탱크 내의 물은 다운코머 내로 배수되기 시작한다.
코어 보충 탱크 내의 낮은 수위 또는 또다른 작동 신호는 자동 감압 시스템 밸브(102 및 103)를 작동시켜서, 원자로 용적과 격납체 용적 사이의 압력을 동등하게 할 것이다. 원자로 내의 압력이 충분히 낮아지자마자, 격납체 내 풀 탱크(96)(이들 중 오직 하나만이 도시됨)는 격납체 내 풀 저장조(94) 및 체크 밸브(104)를 통해 중력 하에서 원자로 내로 배수될 것이다. 격납체 내 풀 탱크(96) 상의 벤트 밸브(120)는 탱크가 배수되게 하는 자동 감압 시스템 밸브(102 및 103)와 함께 개방될 것이다. 격납체 내 풀 탱크(96) 내의 물은, 원자로 내의 물이 증발될 때 코어 내의 물을 보충하여 코어를 덮인 채로 유지하여, 자동 감압 시스템 밸브(102 및 103)를 통해 격납체(34) 내로 증기를 방출한다.
그 다음에, 격납체(34) 내측의 증기는 벤팅된 제거가능한 방사선 차폐부(124)에 의해 덮여지는 워터 풀(90) 내에 잠기는 차가운 격납 용기 상에 응축된다. 응축된 증기는 섬프(98) 내의 격납체의 하부에 수집되고, 보다 많은 증기가 차가운 격납 용기 벽 상에 응축되기 때문에 수위는 상승할 것이다. 격납체 내 풀 탱크(96) 내의 수위가 충붕한 수준에 도달할 때, 체크 밸브는 개방되어, 격납체 내측의 물이 섬프(98)로부터 격납체 내 풀 저장조(94) 내로, 그리고 섬프 주입 노즐(100)을 통해 원자로 내로 다시 흐르게 된다. 이는 지속적인 냉각 루프를 생성하여, 원자로 내의 물이 증발하고, 증기가 자동 감압 시스템 밸브(103)를 통해 격납체 내로 방출된다. 그 다음에, 증기 응축물은 자연 순환 하에서 격납체 내 풀 시스템(92)을 통해 원자로 내로 다시 흐른다. 이러한 공정을 통해서, 붕괴열은 코어로부터 격납체(34) 외측의 물로 전달된다. 격납체 외측의 워터 풀(water pool)(90)은 증발될 수도 있지만, 최후의 히트 싱크 풀(70)로부터 유동 밸브(122)를 통해 보충될 수 있다. 최후의 히트 싱크 풀(70) 내의 그리고 격납 풀(90) 외측의 혼합된 물은 적어도 7일 동안 원자로를 냉각하기에 충분하다. 그 후에, 최후 히트 싱크 물이 냉각 작동을 연장시키도록 추가의 인벤토리를 허용하는 최후의 히트 싱크 풀 내의 연결부를 거쳐서 보충되어야 하거나, 또는 AC 전력이 최후의 히트 싱크 풀을 냉각하도록 회복되어야 한다. 보호 및 안전 모니터링 시스템(114), 용기 내 보유 밸브(106), 증기 드럼 분리 밸브(110, 112), 격납체 내 풀 탱크 벤트 밸브(120), 자동 감압 밸브(102), 및 코어 보충 탱크 분리 밸브(80)는 AC 전력의 유용성에 의존하지 않는다. 소형 모듈 원자로 안전 시스템의 보다 충분한 이해는 2012년 6월 13일에 출원되고 공동 계류 중인 미국 특허 출원 제 13/495,083 호를 참조하여 이루어질 수 있다.
상술한 것으로부터, 중력에 의해 구동된 저압 물 주입은 제한된 구동 워터 헤드(water head) 때문에, 원자로 용기와 격납체 사이의 효율적으로 낮은 압력차를 필요로 한다는 것이 인식될 수 있다. 본 발명은 감압 시스템 자체의 스프리어스(spurious) 개방 또는 파열에 의해 야기된 악영향을 감소시키면서, 원자로 용기 내의 압력을 신속하게 감소시키고, 원자로 용기와 격납체 사이의 낮은 압력차를 유지하는 감압 구성을 제공한다. 일 실시예는 도 5 및 도 6에 도시되고, 원자로 용기 벽(128) 내의 그리고 원자로 용기 벽(128)을 통한 오리피스(134)에 벤트 파이프(126)를 연결한다. 따라서, 본 실시예에 따르면, 감압 시스템은 도 5 및 도 6에 도시된 바와 같이, 원자로 용기(10)의 내부와, 유량 제한기(130) 및 벤트 파이프(126) 상의 밸브(132)를 갖는 격납체의 내부를 연결하는 파이프(126)로 구성된다. 상기 언급된 바와 같이, 격납체 압력은 정상 작동에서 낮고[15psi(0.1㎫)보다 낮음], 원자로 용기는 고압[2200psi(15㎫)보다 큼]으로 유지된다. 정상 작동 동안에 감압 시스템 내의 밸브(132)는 원자로 용기(10) 내에서 고압을 유지하도록 폐쇄된다. 냉각재 손실 사고에 있어서, 감압 시스템 내의 밸브는 상당한 냉각재 손실, 예를 들면 낮은 가압기 압력 또는 또다른 신호를 나타내는 이벤트의 시퀀스 후에 원자로 보호 시스템으로부터의 전기 신호에 기초하여 개방되어, 원자로 용기 내의 압력을 추가로 감소시키도록, 원자로 용기(10) 내의 고압 유체를 격납체(34) 내로 방출시킨다. 감압 후에, 밸브 개구부는 원자로 용기와 격납체 사이의 낮은 압력차를 유지하도록 보존된다.
따라서, 감압 시스템 자체의 실패는 원자로 용기(10) 내의 원자로 코어 및 격납체(34)에 대한 안전 도전을 생성시킬 수도 있다는 것이 인식되어야 한다. 본 명세서에서 고려된 실패는 정상 원자로 작동 동안에 밸브의 우연한 개방 또는 연결 파이프(126)의 파열이다. 다른 경우에 있어서, 원자로 용기와 격납체 사이의 높은 압력차는 원자로 용기로부터 격납체로의 임계 유량을 생성한다. 임계 유속은 유체 역학 법칙에 의하여 최소 유동 면적에 따라 달라진다. 본 발명에 따르면, 도 6에 도시되는 바와 같이, 감압 시스템의 입구(136)에 설치된 유량 제한기(130)는 임계 유속을 감소시킨다. 유량 제한기(130)의 유동 면적은 감압 시스템 내에서 연결 파이프(126) 또는 밸브(132)의 유동 면적보다 작다; 그러므로, 임계 유량은 유량 제한기(130)의 유동 면적에 의해 제한된다. 이는 유량 제한기를 갖는 경우, 그리고 유량 제한기를 갖지 않는 경우의 도 7, 도 8 및 도 9의 결과적인 격납체 압력 플롯 내의 총 질량 및 에너지 방출에서 입증된다. 도시된 값은 정규화된다는 것에 유의하자. 플롯은 피크 격납체 압력의 감소로 이어지는, 우연한 밸브 작동 동안에 격납체(34) 내로의 총 질량 및 에너지 방출에 있어서 유량 제한기(130)에 의한 감소를 나타낸다.
감압 시스템이 비-임계 유량 모드에서 효율적으로 수행한다는 것을 보장하도록, 유량 제한기(130)의 흐름 저항을 감소시키기 위해, 중심 개구부의 점축부 및 점확부를 갖는 벤투리(venturi)형 유량 제한기가 원자로 용기 벽(128)과 밸브(132) 사이의 임의의 위치에서 벽(128) 내의 개구부에서 도시된 바와 같이 채용될 것이다. 그러나, 보다 효율적이기 위해서, 파손이 원자로 용기 벽(128)에 대한 파이프(126) 연결부에 있다하더라도, 벤투리형 유량 제한기가 기능할 것임으로 보장하기 위해, 이 유량 제한기는 원자로 용기 벽(128) 내의 개구부 내에 위치되어야한다. 바람직하게, 벤투리형 유량 제한기의 유동 면적은 감압 시스템 내에서 최소 유동 면적이다.
상술된 바람직한 실시예가 소형 모듈 가압수형 원자로에 적용되지만, 이하에 기재된 본 발명은, 작동이 원자로 용기의 외부를 둘러싸는 환경보다 높은 압력으로 유지되는 동안에, 원자로 용기 내에 유체 냉각재를 채용하는, AP1000®와 같은 임의의 원자로 시스템에 이점을 제공할 수 있다는 것이 인식되어야 한다.
본 발명의 구체적인 실시예가 상세히 기술되었지만, 본 개시내용의 전체 교시에 비추어 이러한 상세사항에 대한 다양한 변경 및 대안이 이루어질 수 있음을 당업자는 인식할 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는, 단지 예시적인 것이며, 첨부된 특허청구범위의 최대 범위 및 그것의 임의의 그리고 모든 등가물로 주어지는 본 발명의 범위에 대한 제한이 아닌 것으로 의도된다.

Claims (9)

  1. 격납체(34) 내에 내장된 압력 용기(10) 내에 밀폐된 원자로를 포함하는 원자력 발전 시스템에 있어서,
    상기 원자로는 상기 격납체 내의 원자로를 둘러싸는 영역보다 높은 압력으로 작동되고, 상기 원자로는, 상기 원자로 내의 압력을 감소시키고 상기 원자로 내의 냉각재를 상기 격납체 내로 벤팅하기 위한 감압 시스템을 포함하며,
    상기 감압 시스템(136)은,
    상기 압력 용기(10) 내의 냉각재를 상기 격납체(34) 내로 벤팅하기 위한 상기 압력 용기(10) 내의 오리피스(134)와,
    상기 압력 용기 내의 압력과 상기 원자로를 둘러싸는 영역 내의 압력을 실질적으로 동등하게 하기에 충분한 유체의 유동을 가능하게 하면서, 상기 오리피스 외부로의 상기 압력 용기(10) 내의 유체의 임계 유량을 제한하기 위해 상기 오리피스(134)와 유동 연통하는 유량 제한기(130)를 포함하는
    원자력 발전 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 유량 제한기(130)는 상기 감압 시스템 내의 다른 도관(126) 내의 개구부에 비해 감소된 개구부를 구비하고, 상기 감소된 개구부는 상기 감압 시스템(136)에 의해 요구된 최소 임계 유량을 제공하도록 치수설정되는
    원자력 발전 시스템.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 유량 제한기(130)는 벤투리인
    원자력 발전 시스템.
  4. 제 3 항에 있어서,
    상기 벤투리(130)는 상기 감압이 연통되는 상기 벤투리를 통한 개구부의 최대 직경과 최소 직경 사이의 점진적인 전이부를 구비하는
    원자력 발전 시스템.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 오리피스(134)는 상기 압력 용기(10)의 벽(128)을 통해 연장되고, 상기 감압 시스템(136)이 작동될 때까지 상기 오리피스를 분리하기 위해 상기 압력 용기로부터 밸브(132)로 연장되는 도관(126)을 포함하며, 상기 유량 제한기(130)는 상기 압력 용기 벽 내의 오리피스를 통해 위치설정되는
    원자력 발전 시스템.
  6. 제 5 항에 있어서,
    상기 유량 제한기(130)의 유동 면적은 상기 도관(126) 또는 상기 밸브(132)의 유동 면적보다 적은
    원자력 발전 시스템.
  7. 제 5 항에 있어서,
    상기 유량 제한기(130)는 상기 압력 용기 벽(128) 내에 위치설정되는
    원자력 발전 시스템.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로(10)는 가압수형 원자로인
    원자력 발전 시스템.
  9. 제 8 항에 있어서,
    상기 원자로(10)는 소형 모듈 가압수형 원자로인
    원자력 발전 시스템.
KR1020157026843A 2013-02-27 2013-12-19 가압수형 원자로 감압 시스템 KR20150122762A (ko)

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US13/778,565 US20140241484A1 (en) 2013-02-27 2013-02-27 Pressurized water reactor depressurization system
US13/778,565 2013-02-27
PCT/US2013/076389 WO2014133658A1 (en) 2013-02-27 2013-12-19 Pressurized water reactor depressurization system

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20190032886A (ko) * 2017-09-20 2019-03-28 킹 압둘라 시티 포 어토믹 앤드 리뉴어블 에너지 냉각재상실사고 방지장치 및 이를 구비한 원자로
KR20200091247A (ko) * 2019-01-22 2020-07-30 한국원자력연구원 원자로냉각재 재순환 시스템

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10643756B2 (en) * 2013-04-25 2020-05-05 Triad National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN104361914A (zh) * 2014-11-19 2015-02-18 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN105810257B (zh) * 2014-12-29 2019-03-08 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种非能动核电站泄压冷凝换热系统
CN106816186A (zh) * 2017-01-24 2017-06-09 哈尔滨工程大学 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统
CN108648837B (zh) * 2018-05-15 2020-08-11 中国核动力研究设计院 一种全自然循环的模块式小型反应堆

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3123533A (en) * 1964-03-03 Pressure relief device for neutronic reactors
US4071403A (en) * 1974-08-01 1978-01-31 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for protecting the core of a nuclear reactor
JPS6015912B2 (ja) * 1980-09-09 1985-04-22 株式会社東芝 原子炉
JPH02187267A (ja) * 1989-01-12 1990-07-23 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 管継手の形成方法
JP2509753B2 (ja) * 1990-11-15 1996-06-26 株式会社東芝 原子炉主蒸気流量計
JP2740053B2 (ja) * 1991-04-26 1998-04-15 株式会社東芝 原子炉圧力容器の出口側配管装置
US5154876A (en) * 1991-05-31 1992-10-13 General Electric Company Propellant actuated nuclear reactor steam depressurization valve
JPH075286A (ja) * 1993-06-14 1995-01-10 Hitachi Ltd 非常用炉心冷却系の補助装置
DE19942199B4 (de) * 1999-09-03 2005-05-04 Forschungszentrum Jülich GmbH Vorrichtung und Verfahren zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter
JP2007101537A (ja) * 2005-09-30 2007-04-19 General Electric Co <Ge> 改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法
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
JP2012098119A (ja) * 2010-11-01 2012-05-24 Toshiba Corp 原子力プラントの主蒸気ヘッダ

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20190032886A (ko) * 2017-09-20 2019-03-28 킹 압둘라 시티 포 어토믹 앤드 리뉴어블 에너지 냉각재상실사고 방지장치 및 이를 구비한 원자로
WO2019059541A1 (en) * 2017-09-20 2019-03-28 Korea Atomic Energy Research Institute APRP PREVENTION DEVICE AND NUCLEAR REACTOR EQUIPPED WITH SAME
US11646124B2 (en) 2017-09-20 2023-05-09 Korea Atomic Energy Research Institute Prevention device for LOCA and nuclear reactor having the same
KR20200091247A (ko) * 2019-01-22 2020-07-30 한국원자력연구원 원자로냉각재 재순환 시스템

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Publication number Publication date
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