KR20180079739A - Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same - Google Patents

Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same Download PDF

Info

Publication number
KR20180079739A
KR20180079739A KR1020170000298A KR20170000298A KR20180079739A KR 20180079739 A KR20180079739 A KR 20180079739A KR 1020170000298 A KR1020170000298 A KR 1020170000298A KR 20170000298 A KR20170000298 A KR 20170000298A KR 20180079739 A KR20180079739 A KR 20180079739A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
cooling water
space
reactor vessel
cooling
flow
Prior art date
Application number
KR1020170000298A
Other languages
Korean (ko)
Other versions
KR101923801B1 (en
Inventor
하희운
서정수
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020170000298A priority Critical patent/KR101923801B1/en
Publication of KR20180079739A publication Critical patent/KR20180079739A/en
Application granted granted Critical
Publication of KR101923801B1 publication Critical patent/KR101923801B1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

The present invention relates to a cooling device for an outer wall of a reactor vessel, capable of cooling a corium when a reactor core accommodated in the reactor vessel is melted. The cooling device includes: a cavity structure surrounding an outside of a reactor vessel; a partition structure located between the cavity structure and the reactor vessel; and a flow changing portion provided below the partition structure. A first space is formed between the reactor vessel and the partition structure, a second space is formed between the partition structure and the cavity structure, cooling water is supplied from the second space to the first space via the flow changing portion, and the flow changing portion changes the flow characteristics of the cooling water passing therethrough. The method of cooling an outer wall of a reactor vessel includes the steps of: forming a partition structure surrounding the reactor vessel and forming a cooling space between the reactor vessel and the partition structure; supplying cooling water from an external space to the cooling space; and blocking the external space and the cooling space. In the cooling water supply step, the cooling water is supplied to the cooling space in a turbulent state.

Description

원자로 용기의 외벽 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 용기의 외벽 냉각 방법{Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same}BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a cooling apparatus for cooling an outer wall of a reactor vessel,

본 발명은 원자로 용기에 수용되는 노심이 용융되는 중대사고시 노심용융물을 냉각하기 위한 원자로 용기의 외벽 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 용기의 외벽 냉각 방법에 관한 것이다.The present invention relates to an outer wall cooling apparatus for a reactor vessel for cooling a middle-sized gaseous core melt melted in a reactor vessel and an outer wall cooling method of the reactor vessel using the same.

원자력발전소의 정상 운전 시 원자로 용기 내부의 노심은 냉각재 펌프에 의해 순환되는 냉각재에 의해 냉각된다. 그러나 소외전원 상실과 같은 심각한 사고가 발생하게 되면 더 이상 노심 냉각은 이루어지지 않게 되어 노심의 온도가 상승하게 되고, 노심 용융온도에 도달하게 되면 노심이 용융되고 노심 용융물은 원자로 용기의 바닥에 재배치(relocation)되게 된다. During normal operation of a nuclear power plant, the core inside the reactor vessel is cooled by the coolant circulated by the coolant pump. However, if a serious accident such as loss of alien power occurs, the core is no longer cooled and the temperature of the core is increased. When the core temperature is reached, the core is melted and the core melt is relocated to the bottom of the reactor vessel relocation.

이러한 중대사고시 노심 용융물로부터 많은 붕괴열이 생성된다. 이로 인해 원자로 용기가 과열되어 파손되면, 결국 노심 용융물은 원자로 용기 외부로 방출된다. 원자력발전소의 노심 용융물은 방사성 동위원소를 포함하고 있으며, 이러한 용융물이 원자로 용기 외부로 방출되면, 원자로 건물 내의 대기가 방사능으로 오염되며, 원자로 건물의 손상 및 외부 대기의 오염을 유발하게 된다.A large number of decay heat is generated from the melt of this middle-grade ghoshin core. This causes the reactor vessel to overheat and break, eventually releasing the core melt out of the reactor vessel. Core melts in nuclear power plants contain radioactive isotopes. When these melts are released outside the reactor vessel, the air in the reactor building is contaminated with radioactivity, causing damage to the reactor building and pollution of the outside air.

이를 방지하기 위한 수단으로 노내-구속 원자로 용기 외벽 냉각 기술을 활용한 장치가 사용된다. 그러나 종래 냉각 장치는 원자로 용기 외벽 냉각이 효과적으로 수행되지 않는 문제가 있었다.As a means to prevent this, an apparatus utilizing an in-furnace-restricting reactor outer wall cooling technology is used. However, the conventional cooling apparatus has a problem that cooling of the outer wall of the reactor vessel is not effectively performed.

한국 등록특허 제10-0893598호(2009년 04월 08일 등록)Korean Registered Patent No. 10-0893598 (Registered on April 08, 2009) 한국 등록특허 제10-0971169호(2010년 07월 13일 등록)Korean Registered Patent No. 10-0971169 (registered on July 13, 2010)

따라서 본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 원자로의 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 원자로 용기 외벽의 냉각수의 유동 특성을 변화시켜 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있는 원자로 용기의 외벽 냉각장치 및 이를 이용한 원자로 용기의 외벽 냉각 방법을 제공하는 것이다.Accordingly, it is an object of the present invention to provide a reactor vessel capable of improving the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel by changing the flow characteristics of the cooling water on the outer wall of the reactor vessel when a reactor accident occurs, And an outer wall cooling method of the reactor vessel using the same.

상기 본 발명의 목적은 원자로 용기에 수용되는 노심이 용융되는 중대사고시 노심용융물을 냉각하기 위한 원자로 용기의 외벽 냉각 장치에 있어서, 상기 원자로 용기의 외측을 둘러싸는 공동 구조물; 상기 공동 구조물과 상기 원자로 용기 사이에 위치하는 구획 구조물; 및 상기 구획 구조물의 하측에 마련되어 있는 유동변경부를 포함하며, 상기 원자로 용기와 상기 구획 구조물 사이에는 제1 공간이 형성되고, 상기 구획 구조물과 상기 공동 구조물 사이에는 제2 공간이 형성되며, 냉각수는 상기 제2 공간에서 상기 유동변경부를 거쳐 상기 제1 공간으로 공급되며, 상기 유동변경부를 통과하는 냉각수의 유동 특성을 변화시키는 것에 의해 달성된다. The above object of the present invention can be achieved by an outer wall cooling apparatus for a reactor vessel for cooling a middle-sized ghoshin core melt in which a core accommodated in a reactor vessel is melted, comprising: a cavity structure surrounding an outside of the reactor vessel; A partition structure positioned between the cavity structure and the reactor vessel; And a flow changing unit provided below the partition structure, wherein a first space is formed between the reactor vessel and the partition structure, a second space is formed between the partition structure and the cavity structure, And is supplied to the first space through the flow changing portion in the second space, and changes the flow characteristics of the cooling water passing through the flow changing portion.

상기 유동변경부는 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있다.The flow modifying unit may change the flow characteristics of the cooling water from laminar to turbulent.

상기 유동변경부는, 산점되어 있는 역원뿔형의 난류생성부재를 포함할 수 있다.The flow changing portion may include a turbulent flow generating member of an inverted conical shape which is scattered.

상기 유동변경부는, 회전부재를 포함하며, 상기 회전부재는 냉각수의 흐름에 의해 회전하면서 상기 냉각수의 유동 특성을 변화시킬 수 있다.The flow changing portion includes a rotating member, and the rotating member can change the flow characteristics of the cooling water while rotating by the flow of the cooling water.

상기 유동변경부는, 상기 냉각수 유동 방향의 가로 방향으로 배치되는 그물망을 포함할 수 있다.The flow changing portion may include a mesh disposed in a lateral direction of the cooling water flow direction.

상기 구획 구조물은, 상기 제2 공간에서 상기 제1 공간으로의 상기 냉각수 흐름을 억제하는 제1 개폐부; 및 상부 측벽에 위치하며, 상기 제1 공간에서 상기 제2 공간으로의 상기 냉각수 흐름을 유도하는 제2 개폐부를 포함할 수 있다.Wherein the partition structure includes: a first opening / closing unit for inhibiting the flow of the cooling water from the second space to the first space; And a second opening / closing part located on the upper sidewall and guiding the cooling water flow from the first space to the second space.

더불어, 상기 본 발명의 목적은 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법에 있어, 원자로 용기를 둘러싸고 있으며 원자로 용기와의 사이에 냉각공간을 형성하는 구획 구조물을 형성하는 단계와; 외부공간으로부터 상기 냉각공간에 냉각수를 공급하는 단계와; 상기 냉각수 외부공간과 상기 냉각공간을 차단하는 단계를 포함하며, 상기 냉각수 공급단계에서 상기 냉각수는 난류 상태로 상기 냉각공간에 공급되는 원자로 용기 외벽 냉각 방법에 의해 달성된다.It is another object of the present invention to provide a method of cooling an outer wall of a reactor vessel, comprising: forming a partition structure surrounding the reactor vessel and forming a cooling space between the reactor vessel and the reactor vessel; Supplying cooling water from the external space to the cooling space; And cooling the external space of the cooling water and the cooling space, wherein the cooling water is supplied to the cooling space in a turbulent state in the cooling water supply step.

상기 차단 후에 상기 냉각수를 상기 외부공간으로 배출하는 단계와; 상기 배출 후 상기 외부공간으로부터 상기 냉각공간으로 상기 냉각수를 재공급하는 단계를 더 포함한다.Discharging the cooling water to the outside space after the shutoff; And re-supplying the cooling water from the external space to the cooling space after the discharge.

상기 냉각수 공급은 상기 구획 구조물의 하부에서 이루어지며, 상기 냉각수 배출은 상기 구획 구조물의 측면에서 이루어지며, 상기 냉각수 배출은 상기 냉각수 공급보다 높은 곳에서 수행된다.The cooling water supply is made at the lower part of the partition structure, the cooling water discharge is made at the side of the partition structure, and the cooling water discharge is performed at a higher level than the cooling water supply.

상기 냉각수의 난류상태는, 상기 냉각수를 난류형성부재를 통과시켜 얻어진다.The turbulent state of the cooling water is obtained by passing the cooling water through a turbulent flow forming member.

본 발명에 따르면 원자로의 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 원자로 용기 외벽의 냉각수의 유동 특성을 변화시켜 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있는 원자로 용기의 외벽 냉각장치 및 이를 이용한 원자로 용기의 외벽 냉각 방법이 제공된다.According to the present invention, it is possible to improve the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel by changing the flow characteristics of the cooling water on the outer wall of the reactor vessel in the event of a serious accident in which the core of the reactor is melted, Method is provided.

또한, 원자로 용기 고온부의 높은 열유속으로 인한 외벽에서 비등이 발생할 경우, 기포를 벽면에서 박리시키면서 임계열유속을 증진시킴으로써 냉각성능을 향상시키고, 원자로 용기를 건전하게 유지할 수 있는 효과가 있다.In addition, when boiling occurs in the outer wall due to high heat flux of the reactor vessel high temperature portion, the bubbles are separated from the wall surface to improve the critical heat flux, thereby improving the cooling performance and maintaining the reactor vessel soundly.

도 1은 본 발명의 제1실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이고,
도 2는 도 1의 A부분을 확대한, 제1실시예에 따른 유동변경부를 나타낸 단면도이고,
도 3은 본 발명의 제2실시예에 따른 유동변경부를 나타낸 사시도이고,
도 4는 본 발명의 제3실시예에 따른 유동변경부를 나타낸 사시도이다고,
도 5는 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수의 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제1 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이고,
도 6은 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수의 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제2 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이고,
도 7은 본 발명의 제1실시예 따른 냉각수의 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제3 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이고,
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법을 설명하는 순서도이다. 1 is a sectional view of an outer wall cooling apparatus of a reactor vessel according to a first embodiment of the present invention,
Fig. 2 is a cross-sectional view showing a flow changing portion according to the first embodiment, in which the portion A in Fig. 1 is enlarged,
3 is a perspective view showing a flow changing unit according to a second embodiment of the present invention,
4 is a perspective view illustrating a flow changing unit according to a third embodiment of the present invention,
FIG. 5 is a cross-sectional view of the outer wall cooling apparatus of the reactor vessel showing the first step in the flow of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention,
6 is a cross-sectional view of an outer wall cooling apparatus of a reactor vessel showing a second step in the flow of the flow of cooling water according to the first embodiment of the present invention,
FIG. 7 is a cross-sectional view of an outer wall cooling apparatus of a nuclear reactor vessel showing a third step in the flow of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention,
8 is a flowchart illustrating a method of cooling an outer wall of a reactor vessel according to an embodiment of the present invention.

이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION The present invention will be described in more detail with reference to the drawings.

첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 과장되어 있을 수 있다.The accompanying drawings are merely illustrative and do not limit the scope of the present invention. Also, the attached drawings may be exaggerated in size and spacing in order to explain the relationship among the respective components.

도 1을 참조하여 본 발명의 제1실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 장치를 설명한다.Referring to FIG. 1, an outer wall cooling apparatus for a reactor vessel according to a first embodiment of the present invention will be described.

도 1은 본 발명의 제1실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이다.1 is a sectional view of an outer wall cooling apparatus of a reactor vessel according to a first embodiment of the present invention.

본 발명의 제1실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 장치(1)는, 원자로 용기와, 원자로 용기의 외측을 둘러싸는 공동 구조물(30)과, 공동 구조물(30)과 원자로 용기 사이에 위치하는 구획 구조물(20)과, 구획 구조물(20)의 하측에 마련되어 있는 유동변경부(70)를 포함하고 있다.The outer wall cooling apparatus (1) of the reactor vessel according to the first embodiment of the present invention comprises a reactor vessel, a cavity structure (30) surrounding the outer side of the reactor vessel, A partition structure 20 and a flow changing section 70 provided below the partition structure 20. [

원자로 용기 내부에는 노심이 위치하고 있다.The core is located inside the reactor vessel.

구획 구조물(20)은 원자로 용기의 외측으로 소정 간격 이격되어 배치되어 있으며, 원자로 용기를 둘러싸고 있다.The partition structure 20 is disposed outside the reactor vessel at a predetermined interval, and surrounds the reactor vessel.

구획 구조물(20)은 이에 한정되지 않으나, 단열재로 만들어 질 수 있다.The partition structure 20 is not limited thereto, but may be made of a heat insulating material.

공동 구조물(30)은 구획 구조물(20)의 외측으로 소정 간격 이격되어 배치되어 있으며, 구획 구조물(20)을 둘러싸고 있다.The cavity structure (30) is spaced apart from the partition structure (20) by a predetermined distance and surrounds the partition structure (20).

공동 구조물(30)은 이에 한정되지 않으나, 콘크리트로 만들어 질 수 있다.The cavity structure 30 is not limited to this, but may be made of concrete.

원자로 용기와 공동 구조물(30) 사이에 구획 구조물(20)이 설치됨에 따라 원자로 공동(40)은 원자로 용기의 외벽과 구획 구조물(20)의 내벽 사이에 제1 공간(41)이 형성되고, 구획 구조물(20)의 외벽과 공동 구조물(30)의 내벽 사이에 제2 공간(42)이 형성된다.As the partition structure 20 is provided between the reactor vessel and the cavity structure 30, the reactor cavity 40 has a first space 41 formed between the outer wall of the reactor vessel and the inner wall of the partition structure 20, A second space (42) is formed between the outer wall of the structure (20) and the inner wall of the cavity structure (30).

구획 구조물(20)의 하측에는 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로의 냉각수 흐름을 억제하는 제1 개폐부(21)가 마련되고, 상부 측벽에는 제1 공간(41)에서 제2 공간(42)으로의 냉각수 흐름을 유도하는 제2 개폐부(22)가 마련되어 있다.A first opening and closing part 21 for preventing the flow of cooling water from the second space 42 to the first space 41 is provided on the lower side of the partition structure 20, And a second opening / closing part 22 for guiding the flow of cooling water to the space 42 is provided.

본 발명에서는 중대사고시 제2 공간(42)으로부터 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성을 변화시켜 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킨다.The present invention improves the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel by changing the flow characteristics of the cooling water flowing from the second space 42 to the first space 41.

유동 특성 변화는 구획 구조물(20)의 하측에 마련되는 유동변경부(70)에 의해 수행된다.The flow characteristic change is performed by the flow changing portion 70 provided below the partition structure 20. [

도 2를 참조하여 본 발명의 제1실시예에 따른 유동변경부를 설명한다.The flow changing portion according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to Fig.

도 2는 도 1의 A부분을 확대한, 제1실시예에 따른 유동변경부를 나타낸 단면도이다.Fig. 2 is a cross-sectional view showing the flow changing portion according to the first embodiment, in which the portion A in Fig. 1 is enlarged.

유동변경부(70)는, 구획 구조물(20)의 하측에 위치하고 있으며, 냉각수 유동 방향(B)의 가로 방향으로 배치되어 있다.The flow changing portion 70 is located on the lower side of the partition structure 20 and is disposed in the lateral direction of the cooling water flow direction B.

유동변경부(70)는 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있다.The flow changing portion 70 can change the flow characteristics of the cooling water from laminar to turbulent.

유동변경부(70)는 냉각수 유동 방향(B)을 통해 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성을 즉시 난류(turbulent)로 변화시키고, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가시켜 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다.The flow modifying unit 70 immediately changes the flow characteristics of the cooling water flowing into the first space 41 through the cooling water flow direction B in a turbulent manner and increases the uniform heat transfer performance over the surface of the reactor vessel The cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

도 2의 제1실시예에서의 유동변경부(70)는 산점되어 있는 역원뿔형의 난류생성부재(70-1)를 포함하고 있다.The flow changing portion 70 in the first embodiment of FIG. 2 includes a turbulent flow generating member 70-1 of an inverted conical shape which is scattered.

제1실시예에서는 유동변경부(70)가 구획 구조물(20)의 하부에 일정한 간격으로 배치된 역원뿔형 형태의 난류생성부재(70-1)를 포함하고 있으나, 난류생성부재(70-1)는 이에 한정되지 않고 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있는 구조라면 형상은 다양하게 변화할 수 있고, 설치 개수를 달리하여 변형 실시될 수 있음은 물론이다.In the first embodiment, the flow changing portion 70 includes the inverted conical type turbulence generating member 70-1 disposed at the lower portion of the partition structure 20 at regular intervals. However, in the turbulent flow generating member 70-1, The present invention is not limited to this, and if the structure is such that the flow characteristics of the cooling water can be changed from laminar to turbulent, the shape may be variously changed, and may be modified by changing the number of the installation.

이와 같이, 구획 구조물(20)의 하측에 유동변경부(70)를 구비함으로써 노심(11)이 용융되는 중대사고 발생 시 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성이 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화한다.The flow changing portion 70 is provided below the partition structure 20 so that the flow of the cooling water flowing into the first space 41 from the second space 42 in the event of a serious accident in which the core 11 is melted The properties change from laminar to turbulent.

이에, 열교환효율이 우수한 난류형성으로 인해 원자로 용기 최하단부가 상대적으로 열전달 측면에서 취약했던 문제점을 해결할 수 있게 되고, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다. Accordingly, it is possible to solve the problem that the lowermost part of the reactor vessel is relatively weak in terms of heat transfer due to the formation of turbulent flow with excellent heat exchange efficiency, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

본 발명에 따른 유동변경부(70)는 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있는 구조라면 다양하게 변화가능하며, 유동변경부(70)의 변형예를 제2실시예 및 제3실시예를 참조하여 설명하면 다음과 같다.The flow modifying unit 70 according to the present invention may be modified in various ways as long as the flow characteristics of the cooling water flowing into the first space 41 in the second space 42 can be changed from laminar to turbulent And a modification of the flow changing unit 70 will be described with reference to the second and third embodiments.

도 3을 참조하여 본 발명의 제2실시예에 따른 유동변경부를 설명한다.The flow changing portion according to the second embodiment of the present invention will be described with reference to Fig.

도 3은 본 발명의 제2실시예에 따른 유동변경부(70)를 나타낸 사시도이다.3 is a perspective view showing a flow changing portion 70 according to a second embodiment of the present invention.

제2실시예에서의 유동변경부(70)는 냉각수의 흐름에 의해 회전하면서 냉각수의 유동 특성을 변화시킬 수 있는 회전부재(70-2)를 포함한다.The flow changing portion 70 in the second embodiment includes a rotating member 70-2 that can change the flow characteristics of the cooling water while rotating by the flow of the cooling water.

제2실시예에서 회전부재(70-2)는 구획 구조물(20)의 하측에 위치가 고정되어 있는 원통형 형상으로 되어 있고, 내부에 냉각수의 흐름에 의해 회전하는 베인(71)이 배치된 형태이다.In the second embodiment, the rotary member 70-2 has a cylindrical shape fixed to the lower side of the partition structure 20, and a vane 71 that rotates by the flow of cooling water is disposed inside the rotary member 70-2 .

그러나 본 발명은, 이에 한정되지 않고 냉각수의 흐름에 의해 회전가능하며 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있는 구조라면 형상은 다양하게 변화할 수 있다. However, the present invention is not limited to this, and the shape may be variously changed if it is rotatable by the flow of the cooling water and is capable of changing the flow characteristics of the cooling water from laminar to turbulent.

회전부재(70-2)는 냉각수 유입 방향(B)으로 유입되는 냉각수의 흐름에 의해 회전하는 베인(71)을 통해 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성을 즉시 난류(turbulent)로 변화시키고, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가 시킬 수 있다.The rotary member 70-2 is configured to immediately change the flow characteristics of the cooling water flowing into the first space 41 through the vane 71 rotating by the flow of the cooling water flowing in the cooling water inflow direction B, And increase the overall heat transfer performance across the reactor vessel surface.

이상에 따른 제2실시예에 따르면, 회전부재(70-2)를 포함하고 있는 유동변경부(70)는 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성에 있어, 냉각수가 유동변경부(70)를 통과할 때는 층류(laminar) 상태였던 유동 특성이, 회전부재(70-2)를 포함하고 있는 유동변경부(70)를 통과한 후에는 난류(turbulent) 상태를 유지하게 된다.According to the above-described second embodiment, the flow changing portion 70 including the rotating member 70-2 moves from the second space 42 to the first space 41 in the event of a serious accident in which the core is melted In the flow characteristics of the incoming cooling water, when the cooling water passes through the flow changing portion 70, the flow characteristic which was in the laminar state passes through the flow changing portion 70 including the rotating member 70-2 The turbulent state is maintained.

이에, 열교환효율이 우수한 난류형성으로 인해 원자로 용기 최하단부가 상대적으로 열전달 측면에서 취약했던 문제점을 해결할 수 있게 되고, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다.Accordingly, it is possible to solve the problem that the lowermost part of the reactor vessel is relatively weak in terms of heat transfer due to the formation of turbulent flow with excellent heat exchange efficiency, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

도 4를 참조하여 본 발명의 제3실시예에 따른 유동변경부를 설명한다.The flow changing portion according to the third embodiment of the present invention will be described with reference to Fig.

도 4는 본 발명의 제3실시예에 따른 유동변경부(70)를 나타낸 사시도이다.4 is a perspective view showing a flow changing portion 70 according to a third embodiment of the present invention.

제3실시예에서의 유동변경부(70)는 냉각수 유동 방향(B)의 가로 방향으로 배치되는 그물망(70-3)을 포함한다.The flow changing portion 70 in the third embodiment includes a mesh 70-3 disposed in the lateral direction of the cooling water flow direction B. [

제2실시예에서 그물망(70-3)은 구획 구조물(20)의 하측에 위치하며, 일정한 간격과 두께로 배치되어 있으나, 본 발명은 이에 한정되지 않고 메쉬(mesh) 형태로서 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시킬 수 있는 구조라면 형상은 다양하게 변화할 수 있다. In the second embodiment, the net 70-3 is located at a lower side of the partition structure 20 and is disposed at a constant interval and thickness. However, the present invention is not limited to this, If the structure is capable of changing from laminar to turbulent, the shape can vary widely.

그물망(70-3)은, 이에 한정되지 않으나, 스테인리스 스틸로 만들어 질 수 있다.The mesh 70-3 may be made of stainless steel, though it is not limited thereto.

그물망(70-3)은 냉각수 유동 방향(B)의 가로 방향으로 배치되어, 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성을 즉시 난류(turbulent)로 변화시키고, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가시킬 수 있다.The mesh network 70-3 is disposed in the lateral direction of the cooling water flow direction B so as to instantaneously change the flow characteristics of the cooling water flowing into the first space 41, The heat transfer performance can be increased.

이상에 따른 제3실시예에 따르면, 그물망(70-3)을 포함하고 있는 유동변경부(70)는 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성에 있어, 냉각수가 유동변경부(70)를 통과할 때는 층류(laminar) 상태였던 유동 특성이, 그물망(70-3)을 포함하고 있는 유동변경부(70)를 통과한 후에는 난류(turbulent) 상태를 유지하게 되어, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가 시킨다.According to the third embodiment of the present invention, the flow modifying portion 70 including the net 70-3 is configured to introduce the flow from the second space 42 to the first space 41 in the event of a serious accident in which the core is melted In the flow characteristics of the cooling water flowing through the flow modifying section 70, the flow characteristics which were in a laminar state have passed through the flow modifying section 70 including the mesh 70-3 Maintains a turbulent state, increasing the heat transfer performance evenly across the reactor vessel surface.

이에, 열교환효율이 우수한 난류형성으로 인해 원자로 용기 최하단부가 상대적으로 열전달 측면에서 취약했던 문제점을 해결할 수 있게 되고, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다.Accordingly, it is possible to solve the problem that the lowermost part of the reactor vessel is relatively weak in terms of heat transfer due to the formation of turbulent flow with excellent heat exchange efficiency, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

도 5 내지 도 7을 참조하여 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수 유동의 흐름을 나타내는 단계를 설명한다.The steps representing the flow of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to Figs. 5 to 7. Fig.

도 5는 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제1 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도를, 도 6은 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제2 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도를, 도 7은 본 발명의 제1실시예에 따른 냉각수 유동의 흐름을 나타내는 단계 중에서 제3 단계를 나타낸 원자로 용기의 외벽 냉각 장치의 단면도이다.FIG. 5 is a cross-sectional view of the outer wall cooling apparatus of the reactor vessel showing the first step in the flow of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention, and FIG. 6 is a cross-sectional view of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention. FIG. 7 is a cross-sectional view of the outer wall cooling device of the reactor vessel showing the third step in the flow of the cooling water flow according to the first embodiment of the present invention. Fig.

노심이 용융되는 중대사고 발생 시 외부 수원(도시하지 않음)으로부터 공급되는 냉각수는 도 5와 같이 구획 구조물(20)과 공동 구조물(30) 사이에 형성되어 있는 제2 공간(42)을 채우게 되고, 제2 공간(42)의 냉각수가 일정 수위 이상으로 차오르게 되면 부력에 의해서 닫혀 있던 제1 개폐부(21)가 자연스럽게 열리게 된다.The cooling water supplied from the external water source (not shown) fills the second space 42 formed between the partition structure 20 and the cavity structure 30 when a serious accident occurs in which the core is melted, When the cooling water in the second space 42 is heated to a certain level or more, the first opening and closing part 21 which is closed by the buoyant force is opened naturally.

제1 개폐부(21)의 개방에 따라 냉각수는 유동변경부(70)를 통과하여 원자로 용기와 구획 구조물(20) 사이에 형성되어 있는 제1 공간(41)으로 유입된다. 이 때 제2 개폐부(22)는 닫혀 있는 상태다.The cooling water flows into the first space 41 formed between the reactor vessel and the partition structure 20 by passing through the flow changing portion 70 according to the opening of the first opening and closing portion 21. [ At this time, the second opening and closing part 22 is in a closed state.

다음으로, 도 6과 같이 제1 공간(41)으로 유입된 냉각수는 노심의 용융에 의해 원자로 용기의 외벽을 통해 전달되는 열을 흡수하여 원자로 용기의 외벽을 냉각하게 되고, 열을 흡수한 냉각수는 부피가 팽창함과 동시에 밀도가 낮아진다.6, the cooling water introduced into the first space 41 absorbs heat transmitted through the outer wall of the reactor vessel by melting the core, thereby cooling the outer wall of the reactor vessel, and the cooling water absorbing the heat As the volume expands, the density becomes lower.

부피가 팽창되고 밀도가 낮아진 냉각수는 제1 공간(41)을 따라 상방으로 이동하게 되고, 닫혀 있던 제2 개폐부(22)가 자연스럽게 열리면서 제2 공간(42)으로 배출된다. 이 때 제1 개폐부(21)는 닫혀 있는 상태다.The cooling water whose volume is expanded and density is lowered moves upward along the first space 41 and the second opening and closing part 22 which has been closed is released to the second space 42 naturally opening. At this time, the first opening and closing part 21 is in a closed state.

이 후, 도 7과 같이 제2 공간(42)으로 배출된 냉각수는 하방으로 이동하게 되며, 이와 동시에 제1 개폐부(21)가 열리면서 상대적으로 차가운 냉각수가 다시 유동변경부(70)를 통과하여 제1 공간(41)으로 재유입된다. 이 때 제1 개폐부(21)와 제2 개폐부(22)는 모두 열려 있는 상태다. 7, the cooling water discharged into the second space 42 moves downward. At the same time, the first opening and closing part 21 is opened and the cooling water, which is relatively cool, passes through the flow changing part 70 again, 1 space (41). At this time, the first opening and closing part 21 and the second opening and closing part 22 are both open.

이와 같은 자연대류 방식에 의한 냉각수의 순환을 반복함으로써 원자로 용기의 외벽을 냉각시키게 되며, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있다.By repeating the circulation of the cooling water by the natural convection method, the outer wall of the reactor vessel is cooled, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

이상에 따른 냉각수 유동의 흐름을 나타내는 단계에 따르면, 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 제2 공간(42)에서 제1 공간(41)으로 유입되는 냉각수의 유동 특성에 있어, 냉각수가 유동변경부(70)를 통과할 때는 층류(laminar) 상태였던 유동 특성이, 난류생성부재(70-1)를 포함하고 있는 유동변경부(70)를 통과한 후에는 난류(turbulent) 상태를 유지하게 되어, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가시킨다.According to the above-described step of representing the flow of the cooling water flow, in the flow characteristic of the cooling water flowing into the first space 41 from the second space 42 in the event of a serious accident in which the core is melted, 70, the laminar flow characteristic remains turbulent after passing through the flow changing portion 70 including the turbulence generating member 70-1, Thereby increasing the heat transfer performance over the entire surface of the vessel.

이에, 열교환효율이 우수한 난류형성으로 인해 원자로 용기 최하단부가 상대적으로 열전달 측면에서 취약했던 문제점을 해결할 수 있게 되고, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다.Accordingly, it is possible to solve the problem that the lowermost part of the reactor vessel is relatively weak in terms of heat transfer due to the formation of turbulent flow with excellent heat exchange efficiency, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

또한, 상기와 같은 냉각수 유동의 흐름에 따른 난류발생은 특별한 전원이 필요가 없으며 전원상실 사고 시에도 난류발생이 가능하다.In addition, the turbulent flow according to the flow of the cooling water does not require a special power source, and turbulence can be generated even in the event of a power loss.

도 8을 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법을 설명한다.Referring to FIG. 8, a method of cooling an outer wall of a reactor vessel according to an embodiment of the present invention will be described.

도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법을 설명하는 순서도이다. 8 is a flowchart illustrating a method of cooling an outer wall of a reactor vessel according to an embodiment of the present invention.

도 8에 설명되어 있는 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법은 도 2 내지 도 4에 도시된 다양한 실시예들과 함께 작동되는 것으로 이해될 수 있으나, 반드시 그에 의해 제한되는 것은 아니다. The method of cooling the outer wall of the reactor vessel described in Fig. 8 can be understood to be operated in conjunction with the various embodiments shown in Figs. 2 to 4, but is not necessarily limited thereto.

사고가 발생하면 외부공간에 냉각수가 공급된다(S10). 냉각수 공급은 IRWST 등 다양한 수원을 통해 이루어질 수 있다.When an accident occurs, cooling water is supplied to the external space (S10). The cooling water supply can be made through various sources such as IRWST.

이후 외부공간의 수위가 올라가면 제1 개폐부가 열리면서 냉각공간에 냉각수가 공급된다(S20). 이 때 냉각수는 유동변경부를 통과하면서 난류상태로 냉각공간에 공급된다. Then, when the water level of the outside space is increased, the first opening and closing part is opened and the cooling water is supplied to the cooling space (S20). At this time, the cooling water is supplied to the cooling space in a turbulent state while passing through the flow changing portion.

난류상태의 냉각수가 노심의 용융에 의해 원자로 용기의 외벽을 통해 전달되는 열을 흡수하여 원자로 용기의 외벽을 냉각시킨다(S30). 이 때 외부공간과 냉각공간은 제 1개폐부에 의해 차단된다.The cooling water in the turbulent state absorbs heat transmitted through the outer wall of the reactor vessel by melting the reactor core to cool the outer wall of the reactor vessel (S30). At this time, the outer space and the cooling space are blocked by the first opening and closing part.

이후 열을 흡수하여 부피가 팽창함과 동시에 밀도가 낮아진 냉각수는 냉각공간을 따라 상방으로 이동하고, 제2 개폐부가 열리면서 외부공간으로 배출된다(S40). 이 때 냉각수 배출은 냉각수 공급보다 높은 곳에서 수행된다.Then, the cooling water that has absorbed the heat to expand the volume and decrease the density moves upward along the cooling space, and the second opening and closing part is opened and discharged to the external space (S40). At this time, the cooling water discharge is performed at a higher temperature than the cooling water supply.

외부공간으로 배출된 냉각수는 하방으로 이동하게 되며, 이와 동시에 제1 개폐부가 열리면서 상대적으로 차가운 냉각수가 다시 냉각공간으로 재공급된다(S50). 이 때 제1 개폐부와 제2 개폐부는 모두 열려있는 상태다.The cooling water discharged to the outside space is moved downward, and at the same time, the first opening and closing part is opened, and relatively cool cooling water is supplied again to the cooling space (S50). At this time, both the first opening and closing part and the second opening and closing part are open.

이상에 따른 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법에 따르면, 노심이 용융되는 중대사고 발생 시 외부공간에서 냉각공간으로 유입되는 냉각수의 유동 특성에 있어, 외부공간에서는 층류(laminar) 상태였던 냉각수의 유동 특성이 냉각공간으로 유입되면서 난류(turbulent) 상태를 유지하게 되고, 원자로 용기 표면 전체에 걸쳐 고루 열전달 성능을 증가 시킨다.According to the method of cooling the outer wall of the reactor vessel according to the above, the flow characteristics of the cooling water flowing from the outer space to the cooling space in the event of a serious accident in which the core is melted, It is maintained in a turbulent state as it enters the cooling space and increases the heat transfer performance evenly across the reactor vessel surface.

이에, 열교환효율이 우수한 난류형성으로 인해 원자로 용기 최하단부가 상대적으로 열전달 측면에서 취약했던 문제점을 해결할 수 있게 되고, 원자로 용기 외벽의 냉각효율을 향상시킬 수 있게 된다.Accordingly, it is possible to solve the problem that the lowermost part of the reactor vessel is relatively weak in terms of heat transfer due to the formation of turbulent flow with excellent heat exchange efficiency, and the cooling efficiency of the outer wall of the reactor vessel can be improved.

전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.The above-described embodiments are illustrative of the present invention, and the present invention is not limited thereto. It will be understood by those skilled in the art that various changes in form and details may be made therein without departing from the spirit and scope of the present invention as defined by the appended claims.

Claims (10)

원자로 용기에 수용되는 노심이 용융되는 중대사고시 노심용융물을 냉각하기 위한 원자로 용기의 외벽 냉각 장치에 있어서,
상기 원자로 용기의 외측을 둘러싸는 공동 구조물;
상기 공동 구조물과 상기 원자로 용기 사이에 위치하는 구획 구조물; 및
상기 구획 구조물의 하측에 마련되어 있는 유동변경부를 포함하며,
상기 원자로 용기와 상기 구획 구조물 사이에는 제1 공간이 형성되고, 상기 구획 구조물과 상기 공동 구조물 사이에는 제2 공간이 형성되며,
냉각수는 상기 제2 공간에서 상기 유동변경부를 거쳐 상기 제1 공간으로 공급되며,
상기 유동변경부는 통과하는 냉각수의 유동 특성을 변화시키는 원자로 용기의 외벽 냉각장치.1. An outer wall cooling apparatus for a nuclear reactor vessel for cooling a core-core gaseous core melt accommodated in a reactor vessel,
A cavity structure surrounding the outside of the reactor vessel;
A partition structure positioned between the cavity structure and the reactor vessel; And
And a flow changing portion provided below the partition structure,
A first space is formed between the reactor vessel and the partition structure, a second space is formed between the partition structure and the cavity structure,
Cooling water is supplied from the second space to the first space via the flow changing portion,
Wherein the flow changing portion changes the flow characteristics of the cooling water passing through the outer wall of the reactor vessel. 제1항에서,
상기 유동변경부는,
상기 냉각수의 유동 특성을 층류(laminar)에서 난류(turbulent)로 변화시키는 것을 특징으로 하는 원자로 용기의 외벽 냉각장치. The method of claim 1,
The flow-
Wherein the flow characteristics of the cooling water are changed from laminar to turbulent. 제2항에서,
상기 유동변경부는,
산점되어 있는 역원뿔형의 난류생성부재를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기의 외벽 냉각장치.3. The method of claim 2,
The flow-
And a turbulent flow generating member having an inverted conical shape and being scattered. 제2항에서,
상기 유동변경부는 회전부재를 포함하며,
상기 회전부재는 냉각수의 흐름에 의해 회전하면서 상기 냉각수의 유동 특성을 변화시키는 것을 특징으로 하는 원자로 용기의 외벽 냉각장치.3. The method of claim 2,
Wherein the flow changing portion includes a rotating member,
Wherein the rotating member changes the flow characteristics of the cooling water while rotating by the flow of the cooling water. 제2항에서,
상기 유동변경부는,
상기 냉각수 유동 방향의 가로 방향으로 배치되는 그물망을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기의 외벽 냉각장치.3. The method of claim 2,
The flow-
And a mesh disposed in the lateral direction of the cooling water flow direction. 제1항에서,
상기 구획 구조물은,
상기 제2 공간에서 상기 제1 공간으로의 상기 냉각수 흐름을 억제하는 제1 개폐부; 및
상부 측벽에 위치하며, 상기 제1 공간에서 상기 제2 공간으로의 상기 냉각수 흐름을 유도하는 제2 개폐부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기의 외벽 냉각장치.The method of claim 1,
The partition structure includes:
A first opening / closing unit for inhibiting the flow of the cooling water from the second space to the first space; And
And a second opening / closing part located in the upper side wall for guiding the cooling water flow from the first space to the second space. 원자로 용기 외벽을 냉각하는 방법에 있어서,
원자로 용기를 둘러싸고 있으며 원자로 용기와의 사이에 냉각공간을 형성하는 구획 구조물을 형성하는 단계와;
외부공간으로부터 상기 냉각공간에 냉각수를 공급하는 단계와;
상기 냉각수 외부공간과 상기 냉각공간을 차단하는 단계를 포함하며,
상기 냉각수 공급단계에서 상기 냉각수는 난류상태로 상기 냉각공간에 공급되는 원자로 용기 외벽 냉각 방법.A method for cooling an outer wall of a reactor vessel,
Forming a partition structure surrounding the reactor vessel and forming a cooling space between the reactor vessel and the reactor vessel;
Supplying cooling water from the external space to the cooling space;
And blocking the cooling water external space and the cooling space,
Wherein the cooling water is supplied to the cooling space in a turbulent state in the cooling water supply step. 제7항에 있어서,
상기 차단 후에 상기 냉각수를 상기 외부공간으로 배출하는 단계와;
상기 배출 후 상기 외부공간으로부터 상기 냉각공간으로 상기 냉각수를 재공급하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기 외벽 냉각 방법.8. The method of claim 7,
Discharging the cooling water to the outside space after the shutoff;
Further comprising the step of re-supplying the cooling water from the external space to the cooling space after the discharge. 제8항에 있어서,
상기 냉각수 공급은 상기 구획 구조물의 하부에서 이루어지며,
상기 냉각수 배출은 상기 구획 구조물의 측면에서 이루어지며,
상기 냉각수 배출은 상기 냉각수 공급보다 높은 곳에서 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로 외벽 냉각 방법.9. The method of claim 8,
The cooling water supply is made in the lower part of the partition structure,
The cooling water discharge is made on the side of the partition structure,
Wherein the cooling water discharge is performed at a higher temperature than the cooling water supply. 제8항에 있어서,
상기 냉각수의 난류상태는,
상기 냉각수를 난류형성부재를 통과시켜 얻어지는 것을 특징으로 하는 원자로 외벽 냉각 방법.
9. The method of claim 8,
In the turbulent state of the cooling water,
Wherein the cooling water is obtained by passing the cooling water through a turbulent flow forming member.
KR1020170000298A 2017-01-02 2017-01-02 Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same KR101923801B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020170000298A KR101923801B1 (en) 2017-01-02 2017-01-02 Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020170000298A KR101923801B1 (en) 2017-01-02 2017-01-02 Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20180079739A true KR20180079739A (en) 2018-07-11
KR101923801B1 KR101923801B1 (en) 2018-11-29

Family

ID=62917813

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020170000298A KR101923801B1 (en) 2017-01-02 2017-01-02 Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101923801B1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200122682A (en) 2019-04-18 2020-10-28 한국수력원자력 주식회사 Cooling system for external wall of reactor vessel and cooling method of external wall of reactor vessel using the same
KR102405584B1 (en) * 2021-03-23 2022-06-08 한국원자력연구원 Valve using fluid thermal expansion and natural circulation
KR102510484B1 (en) * 2021-11-09 2023-03-14 한국수력원자력 주식회사 Core catcher system
KR102510486B1 (en) * 2021-11-09 2023-03-14 한국수력원자력 주식회사 Core catcher system

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102066813B1 (en) * 2019-07-03 2020-01-15 한국수력원자력 주식회사 Method for corium cooling in nuclear power plant with diversity

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20110037497A (en) * 2009-10-07 2011-04-13 한국수력원자력 주식회사 Cooling device for external wall of reactor

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4041295A1 (en) * 1990-12-21 1992-07-02 Siemens Ag CORE REACTOR PLANT, IN PARTICULAR FOR LIGHT WATER REACTORS, WITH A CORE RETENTION DEVICE, METHOD FOR EMERGENCY COOLING IN SUCH A CORE REACTOR PLANT AND USE OF TURBULENT GENERATING DELTA LEVEL
US5699394A (en) 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20110037497A (en) * 2009-10-07 2011-04-13 한국수력원자력 주식회사 Cooling device for external wall of reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
일본 특허공보 특허 제 3105251호(2000.10.30.) 1부. *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200122682A (en) 2019-04-18 2020-10-28 한국수력원자력 주식회사 Cooling system for external wall of reactor vessel and cooling method of external wall of reactor vessel using the same
KR102405584B1 (en) * 2021-03-23 2022-06-08 한국원자력연구원 Valve using fluid thermal expansion and natural circulation
KR102510484B1 (en) * 2021-11-09 2023-03-14 한국수력원자력 주식회사 Core catcher system
KR102510486B1 (en) * 2021-11-09 2023-03-14 한국수력원자력 주식회사 Core catcher system

Also Published As

Publication number Publication date
KR101923801B1 (en) 2018-11-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101923801B1 (en) Cooling device for external wall of reactor vessel and method of cooling external wall of reactor vessel using the same
JP3976338B2 (en) Adiabatic barrier and neutron shield constituting an integral protection means for a reactor vessel
KR100380128B1 (en) Method and Apparatus for Enhancing Reactor Air-Cooling System Performance
EA039692B1 (en) Thermal management of molten fuel nuclear reactors
JP5306257B2 (en) Core melt cooling device and reactor containment vessel
CN202102730U (en) Out-of-pile cooling and curing device of reactor core fusant in reactor severe accident and system
KR20090102079A (en) System for removing decay heat having a heat exchanger with heat pipe
JP2015502531A (en) Pressurized water reactor with an upper plenum including a cross-flow blocking weir
JP2010266286A (en) Cooling accelerating device for fused materials and reactor containment vessel
JP2007121313A (en) Passive emergency hydrogen reduction system for water-cooled type nuclear reactor
US4464333A (en) Molten core retention and solidification apparatus
CN104637553A (en) Flow distribution device and nuclear reactor component with same
BR112020026850A2 (en) SYSTEM FOR CONFINING AND COOLING MELTING FROM THE CORE OF A WATER MODERATED NUCLEAR REACTOR
JP6664021B2 (en) Core melt cooling system
KR102422303B1 (en) Reactor with elevated heat exchanger
CN103390436A (en) Integral reactor passive reactor cavity runner system and application method thereof
KR101517449B1 (en) Liquid Metal Cooling System For Cooling A External Reactor Vessel
WO2017067095A1 (en) Core catcher
KR20110037497A (en) Cooling device for external wall of reactor
JP6756470B2 (en) Reactors and nuclear plants
KR20190083133A (en) Cooling system using nano-particle for nuclear power plant
JP2012032276A (en) Corium cooling device and storage vessel
JP2014173984A (en) Nuclear reactor
KR100923081B1 (en) The fast neutron irradiation facility of a research reactor
JP4028088B2 (en) Fuel assembly

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right