KR20180128796A - 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 - Google Patents

Abstract

본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템은 소규모의 설비로 원자로용기, 상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되는 열교환부, 상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 초임계 유체를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부 및 상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함하고, 상기 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받은 상기 초임계 유체를 상기 열교환부, 상기 전력 생산부 및 상기 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성된다. 본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전시스템은 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 원자로용기 내 냉각을 수행하고, 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 또한, 본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전시스템은 소규모 설비로 안전등급 또는 내진설계의 적용이 용이하고, 안전등급 또는 내진설계의 적용으로 신뢰성이 향상된다.

Description

원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 {Cooling Facility in a Reactor Vessel and Electric Power Generation System}

본 발명은 원자로용기 내 냉각 방법에 관한 것으로, 특히 정상운전 시 원자로냉각재계통의 열을 이용한 전력생산과 사고 시 원자로냉각재계통의 열을 이용한 비상전력생산 및 원자로용기 내 냉각에 관한 것이다.

원자로는 주요기기의 설치위치에 따라 주요기기(증기발생기, 가압기, 펌프등)가 원자로용기 외부에 설치되는 분리형원자로(예, 상용 원자로: 국내)와 주요기기가 원자로용기 내부에 설치되는 일체형원자로(예, SMART 원자로: 국내)로 나뉜다.

또한, 원자로는 안전계통의 구현 방식에 따라 능동형원자로와 피동형원자로로 나뉜다. 능동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 비상발전기 등의 전력에 의해 작동하는 펌프와 같은 능동 기기를 사용하는 원자로이며, 피동형원자로는 안전계통을 구동하기 위해 중력 또는 가스압력 등의 피동력에 의해 작동하는 피동 기기를 사용하는 원자로이다.

피동형원자로에서 피동안전계통(passive safety system)은 사고가 발생하는 경우 규제요건에서 요구하는 시간 (72시간) 이상 동안 운전원 조치나 비상 디젤 발전기와 같은 안전등급의 교류(AC) 전원이 없이 계통에 내장되어 있는 자연력만으로도 원자로를 안전하게 유지하고, 72시간 이후는 안전계통이 운전원 조치나 비안전계통을 활용하여 안전계통 및 비상 직류(DC) 전원의 기능을 유지할 수 있다.

원자력 발전소의 원자로는 연료공급이 중단되면 열 발생이 중단되는 일반 화력 발전소와는 다르게 제어봉이 삽입된 노심(핵연료)에서 핵분열반응이 정지된 경우에도 정상운전 중 생산되어 누적되어 있는 핵분열 생성물에 의해 상단 시간 노심에서 잔열이 발생한다. 이에 따라 원전에는 사고 시 노심 잔열을 제거하기 위한 다양한 안전계통이 설치된다.

능동형 원전(한국 상용원전)의 경우에는 사고 시에 소내 또는 소외로부터 전력공급이 중단되는 경우를 대비하여 복수의 비상디젤발전기를 구비하며, 능동형 원전에서는 대부분 냉각수를 순환시키기 위해 펌프를 이용하므로 이들 능동 기기의 전력 요구량이 많아 대용량의 비상교류(AC) 전원(디젤발전기)이 구비된다. 능동형 원전의 운전원 조치 여유 시간은 약 30분 정도로 가정하여 설계된다.

원전의 안전성 향상을 위해 개발된 또는 개발되고 있는 피동형 원전(미국 웨스팅하우스 AP1000, 한국 SMART)에는 대용량의 전기가 요구되는 펌프와 같은 능동형 기기를 배제하기 위해 가스압력 또는 중력과 같은 피동력을 도입하여, 피동안전계통 작동에 필수적으로 요구되는 밸브와 같은 소형기기 이외에는 대용량의 전력이 소요되지는 않는다. 그러나 원전의 안전성 강화 측면에서 피동형 원전은 운전원 조치 여유 시간을 30분에서 72시간 이상으로 대폭 확대하고, 비상교류전원(디젤발전기)도 능동형 기기의 일종으로 배제하고 비상직류(DC)전원(축전지, battery)을 적용하므로 비상직류전원 또한 72시간 이상 유지해야 한다. 따라서 피동형 원전에서 소요되는 비상전원 용량은 능동형 원전에 비해서는 비교적 소규모이나, 72시간 이상 원전의 필수 비상전력을 유지해야 하므로 충전지 용량 측면에서는 매우 큰 용량이다.

또한, 잔열제거계통(보조급수계통 또는 피동잔열제거계통)은 일체형원자로를 포함하는 다양한 원전에서 사고가 발생하는 경우에 일차계통 또는 이차계통에 연결되는 잔열제거 열교환기를 이용하여 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다. (AP1000: 미국 웨스팅하우스, 상용 분리형원전 및 SMART 원자로: 국내)

또한, 안전주입계통은 냉각재상실사고 시 원자로냉각재계통에 냉각수를 직접 주입하여 원자로 노심 수위를 유지하고 주입된 냉각수를 이용하여 원자로냉각재계통의 열(원자로냉각재계통의 현열 및 노심의 잔열)을 제거하는 계통으로 채용되고 있다. (AP1000: 미국 웨스팅하우스, 상용 분리형 및 SMART 원자로: 국내)

또한, 원자로건물 냉각계통 또는 살수계통은 냉각재상실사고 또는 증기관파단사고 등의 사고로 원자로건물 내부의 압력이 상승하는 경우에 냉각 또는 살수를 이용하여 증기를 응축시켜 압력 상승을 억제하는 계통이다. 구성 방식에는 원자로건물에 냉각수를 직접 살수하는 방식 (상용 분리형 원자로: 국내), 원자로건물로 방출되는 증기를 감압냉크로 유도하는 방식 (상용 비등 경수로), 원자로건물(강화 콘크리트) 내부 또는 외부에 설치되는 열교환기를 이용(APR+: 국내)하거나 철재격납용기 표면을 열교환기로 이용하는 방식 (AP1000: 미국 웨스팅하우스) 등이 있다.

상기와 같이 원전에는 사고 시 원자로냉각재계통(원자로용기 포함)을 냉각하여 원자로 노심을 보호하기 위한 잔열제거계통과 안전주입계통과 같이 각 계통은 2계열 이상 다중 계열로 구성되는 다양한 안전계통이 설치된다. 그러나 최근 후쿠시마 원전(비등경수로) 사고 등의 영향으로 원전의 안전성 강화에 대한 요구가 증대되고 있어, 비록 매우 강화된 대용량 원자로건물을 채용하고 있어 대량의 방사성 물질의 누출 사고의 가능성이 매우 낮은 국내 원전(가압경수로)에서도 원자로용기 외벽 냉각계통과 같은 중대사고에 대비한 안전설비에 대한 요구가 커지고 있다.

상세하게, 원전에는 사고 발생 시 사고를 완화하기 위한 각종 안전 설비가 구비된다. 또한 각각의 안전 설비들은 다중 계열로 구성되어 다중 계열 모두가 동시에 고장 날 확률은 매우 작다. 그러나 원전 안전성에 대한 대중 요구 증대에 따라 발생확률이 매우 낮은 중대사고에 대비한 안전설비도 강화되는 추세이다.

원자로용기 외벽 냉각계통은, 사고 시 각종 안전 설비들이 다양한 고장 원인에 의해 기능을 적절히 발휘하지 않아, 노심냉각 기능에 중대한 손상이 발생하여 노심이 용융되는 중대사고가 발생하는 경우를 가정하여, 노심 용융 시 원자로용기 외벽을 냉각하여 원자로용기의 손상을 방지하기 위해 구비되고 있는 계통이다. (AP1000 미국 웨스팅하우스)

원자로용기의 손상 시 원자로건물 내부로 방사성 물질이 다량 방출될 수 있으며, 노심용융물 방출에 의한 증기량 증가와 노심 용융물-콘크리트 반응에 의해 형성되는 가스 등에 의해 원자로건물 내부의 압력이 상승할 수 있다. 원자로건물은 사고 시 외부환경으로 방사성 물질이 방출되지 못하게 하는 최종 방벽 역할을 한다. 내부 압력 상승 등으로 원자로건물이 손상되는 경우 외부 환경으로 방사성 물질이 다량 방출될 수 있다. 따라서 원자로용기 외벽 냉각계통은 중대사고 시 원자로건물 내부로의 방사성 물질 방출이나 내부 압력 상승을 억제하여 외부 환경으로의 방사성 물질 방출을 방지하는 매우 중요한 기능을 수행한다.

국내 및 국외에 채택하고 있는 원자로용기 외벽 냉각계통은 원자로용기 하부에 위치하는 원자로공동에 냉각수를 채우고 냉각수를 단열재와 원자로용기 사이 공간의 냉각유로로 유입 후 냉각유로 상부로 증기가 방출되는 방식이다. 이밖에 방식으로는 임계열유속 현상 완화를 위해 사고 시 액체금속을 주입하는 방식, 냉각수를 가압하여 단상 열전달을 유도하는 방식, 열전달 효율을 증가를 위해 원자로용기 외벽 표면을 개질하는 방식, 강제유동을 형성시키는 방식 등이 고려되고 있다.

한편, 초임계 발전기술은 약 100년의 역사를 가지고 있다. Sulzer Bros(1948, 스위스)가 초임계 발전기술(이산화탄소 이용)을 제안하였고, Ernest G. Feher(1967, 미국)가 초임계 발전기술(이산화탄소 이용)을 최초로 개발하였으며, 최근 미국, 일본, 중국, 한국 등을 중심으로 초임계 발전기술에 대한 연구가 활발하게 진행 중에 있다.

초임계 발전기술 아직 약 수십 MWe급의 소규모의 개발 및 실증연구 과정에 있으나, 향후 인쇄기판형 열교환기 등의 열교환기 개발에 힘입어, 터빈의 소형화 및 발전 효율 증가 등의 측면에서 주목 받고 있는 기술이다. 브레이턴사이클 (Brayton Cycle) 방식을 이용하는 초임계 발전기술은 임계압력 이상으로 압축된 액체를 열교환기(가열부)에서 가열하여 터빈으로 주입하고 액체의 팽창력을 이용하여 터빈을 구동하고 구동력을 이용하여 전력을 생산하는 기술이며, 화학적 및 유체(점성) 특성 및 임계압력 적용이 용이한 이산화탄소(임계온도는 31.1, 임계압력은 7.4MPa)를 주로 이용한다. 터빈에서 방출되는 유체의 압력도 비교적 고압을 유지하며 방출 유체를 열교환기(냉각부)를 통해 상온 수준까지 냉각한 후 압축기에서 다시 열교환기로 공급한다. 압축기를 임계점 근처에서 운전함으로써 압축에 소요되는 동력을 절감하여 발전 효율 향상에 기여한다.

초임계 발전기술은 모든 공정에서 고압 조건을 유지하기 때문에 터빈, 압축기, 열교환기 등의 크기를 크게 소형화시킬 수 있어서 공간요건이 중요한 플랜트에 효과적이다. 특히 원전의 안전계통에 적용하는 경우에 기기가 소형화되므로 강화되고 있는 내진설계 기준을 적용하는데 용이하다.

종래의 원자로용기 외벽 냉각계통 방식에서는 원전 정상운전 시에는 단열재가 적절한 단열 기능을 수행해야 하므로 유로가 밀봉되어 있어 사고 시 단열재에 형성되는 입출구 유로가 적시에 적절히 개방되어야 하고, 사고 시 원자로 공동을 채우기 위한 지연 시간이 존재하며, 냉각수가 증발하여 원자로용기 외벽에 증기막이 형성되면서 임계열유속 현상 등에 의해 열 제거능력이 감소할 수 있다.

이밖에 액체금속을 이용하여 원자로 외벽 냉각을 하는 방식도 연구되고 있으나, 액체금속방식은 액체금속의 유지 관리에 어려움이 있다. 또한, 가압방식을 이용한 원자로 외벽 냉각은 자연순환 유동 적용에 어려움이 있으며, 원자로용기 표면 개질 방식은 표면 가공 제작 및 유지보수가 어렵고, 강제유동방식은 반드시 전력이 공급되어야 하는 등의 단점이 있다.

한편, 증기터빈 방식은 초임계터빈 방식에 비해 설비의 크기가 증가하여 강화된 내질설계 적용 시 비용이 증가하는 어려움이 있다. 또한 상기 원자로용기 외벽 냉각계통 방식은 사고 시 운전원 조치에 의해 작동하므로 사고를 감시하고 작동시키기 위한 각종 계측기 및 기기들이 필요하며, 대기하고 있는 계통이 사고 시 작동 실패할 확률이 작동 중인 계통이 사고 시 작동 정지할 확률 보다 높다.

이에 본 발명에서는 종래의 대형 터빈 발전 설비는 거의 그대로 유지하고, 초임계 발전을 포함하는 소형 전력생산 설비를 추가로 설치하여, 원전 정상운전 시 및 사고 시 원자로용기로부터 방출되는 열을 전달 받아 전력을 생산할 수 있는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템에 대하여 제시한다.

본 발명의 일 목적은 안전등급 또는 내진설계 적용이 용이하고, 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 원자로용기 내 냉각을 수행하고, 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성이 향상된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템을 제안하기 위한 것이다.

본 발명의 다른 목적은 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 일정 규모 이상의 잔열을 제거하여 안전성이 향상된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템을 제안하기 위한 것이다.

본 발명의 또 다른 목적은 원전의 비상전력계통의 소형화 및 신뢰도 향상으로 경제성 및 안전성이 향상된 원전을 제안하기 위한 것이다.

본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템은 원자로용기와, 상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되는 열교환부와, 상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 초임계 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부 및 상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함하고, 상기 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받은 상기 초임계 유체를 상기 열교환부, 상기 전력 생산부 및 상기 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 발전 시스템은 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산한다.

실시 예에 있어서, 상기 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통 및 비상축전지로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 비상축전지에 충전된 상기 전기에너지는 원전 사고 시 비상전원으로 공급되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 원전의 사고 시에 생산되는 상기 전력은 상기 원전의 비상전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 한다. 상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링 또는 상기 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 구동을 위한 전원으로 공급되도록 형성될 수 있다.

실시 예에 있어서, 내진범주 I급 내지 III급의 내진설계가 적용되도록 형성되며, 안전등급 1 내지 3의 안전등급이 적용되도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 초임계 터빈은 상기 초임계 유체의 팽창 에너지를 이용할 수 있다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부는 코어 캐처(core catcher)를 더 구비하고, 상기 코어 캐처는 상기 원자로용기의 내부 노심 용융 시 노심용융물을 받아 냉각하도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결된 제1주입부를 포함한다. 또한, 상기 열교환부와 상기 전력 생산부를 연결하는 배관에 제1방출부를 구비하고, 상기 제1방출부는 상기 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 냉각부는 팬 또는 펌프를 구비하고, 상기 팬 또는 상기 펌프는 냉각유체를 상기 냉각부에 공급하여 상기 초임계 유체와 열교환하도록 형성된다. 또한, 상기 냉각유체는 공기, 순수, 해수 또는 이들의 혼합물을 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 냉각부에 연결되는 압축부를 포함하고, 상기 압축부는 상기 냉각부에서 부피가 수축된 상기 초임계 유체의 압력을 상승시키도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 전력 생산부와 상기 냉각부 사이에 복열부를 더 포함하고, 상기 복열부에서는 상기 전력 생산부에서 배출된 상기 초임계 유체와 상기 냉각부를 거친 상기 초임계 유체가 상호 열교환하도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 원자로용기의 적어도 일부를 감싸도록 형성되고, 상기 원자로용기에서 방출되는 열을 냉각하도록 형성되는 원자로용기 외벽 냉각부를 더 포함한다. 상기 원자로용기 외벽 냉각부의 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함한다.

실시 예에 있어서, 상기 원자로용기 외벽 냉각부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결된 제2주입부를 포함한다. 또한, 상기 원자로용기 외벽 냉각부에 제2방출부를 구비하고, 상기 제2방출부는 상기 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성된다.

실시 예에 있어서, 상기 열교환부 또는 냉각부는 열교환기를 구비하고, 상기 열교환기는 인쇄기판형 열교환기를 포함한다.

본 발명에 따른 원전에 있어서, 원자로용기와, 상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되는 열교환부와, 상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 초임계 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부 및 상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함하고, 상기 초임계 유체는 열교환부, 전력 생산부 및 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성된다.

본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템은 소규모의 설비로 초임계 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부를 구동하도록 형성된다. 본 발명의 열교환부, 전력 생산부 및 냉각부는 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 지속적으로 작동하여 잔열을 냉각하고 비상전력을 생산하여 계통 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 소규모 설비로 안전등급 또는 내진설계의 적용이 용이하고, 안전등급 또는 내진설계의 적용으로 원자로용기 내 냉각을 수행하는 열교환부를 포함하여 원전의 신뢰성이 향상될 수 있다.

본 발명에 따른 상기 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템은 상기 원자로용기 내의 노심으로부터 발생하는 열은 전달받은 원자로냉각재계통의 일정 규모 이상의 잔열을 제거하도록 설계되며, 정상운전 시뿐만 아니라 사고 시에도 계속 작동함으로써, 사고 시 작동 실패 확률을 낮추어 주므로 원전의 안전성을 향상시킬 수 있다.

본 발명에 따른 원전은 상기 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템을 통하여 비상전력계통의 소형화를 통해 원전의 경제성을 향상시킬 수 있다.

도 1a는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 1b는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 1c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 원전 설계기준 사고 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 1d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.
도 2a는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 2b 내지 도2d는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 개념도이다.
도 3a는 도 1의 열교환부의 개념도를 확대한 도면이다.
도 3b는 도 1의 열교환부의 측면도이다.
도 3c는 도 1의 열교환부의 상면도이다.
도 4a는 도 3a의 라인 A-A'를 따라 절개한 열교환부의 상부 단면도이다.
도 4b는 도 3a의 라인 B-B'를 따라 절개한 열교환부의 중부 단면도이다.
도 4c는 도 3a의 라인 C-C'를 따라 절개한 열교환부의 하부 단면도이다.

이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 명세서에 개시된 실시 예를 상세히 설명하되, 도면 부호에 관계없이 동일하거나 유사한 구성요소는 동일한 참조 번호를 부여하고 이에 대한 중복되는 설명은 생략하기로 한다. 또한, 본 명세서에 개시된 실시 예를 설명함에 있어서 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 명세서에 개시된 실시 예의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 상세한 설명을 생략한다. 또한, 첨부된 도면은 본 명세서에 개시된 실시 예를 쉽게 이해할 수 있도록 하기 위한 것일 뿐, 첨부된 도면에 의해 본 명세서에 개시된 기술적 사상이 제한되지 않으며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.

제1, 제2 등과 같이 서수를 포함하는 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되지는 않는다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다.

단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다.

본 출원에서, "포함한다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.

도 1a는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 개념도이다.

본 발명의 실시 예에서, 원자로용기(110)는 원자로냉각재가 순환되며 원자로 원자로용기(110)의 내부는 노심(114)이 구비되도록 형성될 수 있다. 노심(114)은 핵연료를 의미한다. 노심(114)에서 핵분열이 수행되면서 발생하는 열로 전력을 생산하므로 원자로용기(110)는 고온 고압에 견디도록 설계되는 압력 용기일 수 있다.

원전의 사고 시, 노심(114)에 제어봉이 삽입되어 노심(114)이 정지하는 경우에도 상당기간 잔열이 발생할 수 있다. 원전의 사고 시에 각종 안전 및 비안전 계통이 작용하지 않는 것으로 가정하는 경우, 원자로용기(110)의 내부의 냉각수가 상실되어 핵연료의 온도가 상승하여 노심이 녹아내리는 노심용융 현상이 발생될 수도 있다.

한편, 원전의 정상운전 시에는 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달 받아 증기발생기(113)에서 증기를 생산할 수 있다. 상기 증기발생기(113)는 가압경수로일 수 있다. 나아가, 증기발생기(113)에서 생산되는 상기 증기는 급수계통(10)으로부터 연결된 주급수관(11)과 격리밸브(12)를 통하여 물을 공급받아 상변화되는 증기일 수 있다. 증기발생기(113)에서 생산되는 상기 증기는 격리밸브(13)에 연결된 주증기관(14)을 통과하여 대형터빈(15) 및 대형발전기(미도시)에 공급되어 상기 증기의 유체에너지가 기계에너지를 거쳐 전기에너지로 변환되면서 전력을 생산할 수 있다. 단, 본 발명에서 가압경수로를 예시하였으나 본 발명의 기술이 가압경수로에만 한정적으로 적용될 수 있는 것은 아니다.

또한, 원자로냉각재펌프(112)는 원자로용기(110)의 내부를 채우고 있는 냉각재를 순환시킬 수 있다. 원자로용기(110)의 내부에 구비되는 가압기(115)는 원자로냉각재계통(111)의 압력을 제어하도록 형성될 수 있다.

또한, 비상냉각수저장부(20)와 열교환기(21)를 포함하는 피동잔열제거계통을 구비하여 사고 시 증기발생기를 통해 원자로냉각재계통(111)의 열을 배관들(22, 23)을 통하여 전달받는 이상유동에 의한 자연순환과 밸브(24)의 개폐에 의해 비상냉각수저장부(20)로 열을 방출할 수도 있다. 나아가, 비상냉각수저장부(20)로 전달된 열로 비상냉각수가 증발하면서 증기가 발생하면 증기방출부(25)를 통해 상기 증기를 배출하여 상기 전달된 열을 대기로 방출할 수도 있다.

원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 정상운전 시에도 작동상태에 있으며, 사고 시에도 원자로용기(110)의 온도가 현저하게 감소하여 안전한 상태로 도달하기 전까지는 노심(114)에서 발생하는 잔열에 의해 원자로냉각재계통(111)로 열이 지속적으로 전달되므로 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100) 이 계속 작동한다. 따라서, 종래의 방식과 같이 원자로용기 외벽 냉각계통 작동을 위한 운전원조치, 각종 계측기 및 제어계통, 밸브 작동 또는 펌프 기동 및 단열재의 개폐가 없어도 되므로 상기 원자로 외벽 냉각계통과 유사 기능을 수행하는 상기 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 작동 실패 확률이 크게 감소해 원전 안전성이 향상된다.

또한, 사고 시 원자로용기의 온도가 낮아져 안전한 상태에 도달하기 전까지는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)에 의해 비상전력을 안정적으로 생산할 수 있어 비상 직류(DC) 배터리 용량을 감소 시킬 수 있으므로 원전의 경제성이 향상되고, 안전계통의 비상전원 공급수단 확보로 원전 비상전력계통에 대한 신뢰도를 향상시켜 원전 안전이 향상된다.

상세하게, 피동형 원전의 경우, 사고 시 요구되는 비상전력 요구량은 정상운전 중 원전에서 생산되는 발전 용량에 대비해서는 약 0.05% 미만이나, 이를 72시간 이상을 충전지(battery)를 이용하도록 설계되므로 매우 큰 충전지가 요구되어 비용이 증가하는 단점이 있었다. 하지만, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 사고 시 원자로가 정지한 후에도 노심(114)에서 지속적으로 발생하는 잔열(잔열 발생량은 정상 열출력 양 대비 수% (정지 초기) ~ 1/수%(정지 후 72시간 후) 수준)을 이용하여 적정 수준의 비상전력을 생산할 수 있다.

나아가, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)을 이용해 전력을 생산하는 경우 전력 생산량은 수십 kWe ~ 수 MWe 수준으로 원전 정상운전 시 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 용량이 1/수 % 이하로서 전반적으로 원전 운전에 거의 영향을 주지 않기 때문에 정상운전 중 본 설비가 고장이 나는 경우에도 1/수 % 이하 용량이므로 원전 운전에 미치는 영향이 거의 없다.

또한, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)을 이용해 전력을 생산하는 경우 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 소규모로 구성할 수 있으므로 내진설계 적용이나 안전등급 적용이 용이하고, 소용량 설비로 내진설계 및 안전등급 적용 시에도 비용 증가가 크지 않다.

나아가 초임계 터빈 발전 시설을 도임함에 따라 일반 소형 터빈 보다 크기를 획기적으로 줄일 수 있고, 관련기기 및 배관 또한 초임계 유체를 적용하여 소형화할 수 있다.

또한, 사고 시에도 별도의 밸브 구동 없이 정상운전 상태와 같이 계속 작동하므로, 사고 시 종래의 원자로용기 외벽 냉각계통 작동을 위한 밸브, 펌프 등의 작동 실패, 계측기 및 제어신호의 오류로 인한 작동 실패 또는 고장 확률이 현저하게 감소할 수 있다. 나아가, 중대사고의 발생으로 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장으로 작동되지 않는 경우, 격납부내 핵연료재장전수저장부(In containment Refueling Water Storage Tank, 이하 IRWST라고함)(180) 및 제1방출부(126)를 통한 유로가 이미 형성되어 있으므로, 운전원조치에 따른 밸브 개폐 등의 단순한 조작에 의해 원활한 냉각수의 유량 공급 및 방출이 가능하도록 형성되어 원자로용기(110)를 포함한 원자로냉각재계통(111)과 노심용융물의 냉각에 이용될 수도 있다.

특히, 일체형원자로의 경우 원자로용기 내부 하부 공간이 단순한 구조를 갖고 있으며, 상기 원자로용기 내부 하부 또는 기타 공간의 확보가 용이하므로 본 발명의 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)을 적용하기가 더욱 용이하다.

또한, 사고 시 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 원자로 노심(114)의 잔열제거 역할을 수행하는 추가적인 잔열제거 수단으로 활용될 수도 있다.

이하에서는, 본 발명에 따른 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)에 대하여 구체적으로 설명한다.

원자로건물 경계(1)의 내부에는 원자로용기(110), 열교환부(120) 및 IRWST(180)를 포함할 수 있다.

열교환부(120)는 원자로용기(110)의 내부에 구비되고, 노심(114)의 하부와 이격되도록 형성될 수 있다. 또한, 열교환부(120)는 노심(114)으로부터 방출되는 열을 전달받은 원자로냉각재계통(111)로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 순환시키도록 형성될 수 있다.

한편, 원자로건물 경계(1)의 외부에는 전력 생산부(130), 냉각부(140) 및 압축부(150)를 포함한다. 전력 생산부(130) 모터들(141, 152) 및 전력계통(170)에 연결되어 전력을 공급할 수 있다. 전력계통(170)은 내외부전력계통(171), 충전기(172), 비상전력소요기기(174) 및 비상축전지(173)를 포함할 수 있다. 단, 원전의 배치 특성에 따라 원자로건물 경계(1)의 외부에 설치되는 것으로 예시된 일부 기기가 원자로건물 경계(1)의 내부에 배치될 수도 있다.

원자로건물 경계(1)의 내부에 형성된 원자로용기(110)는 원자로냉각재계통(111)의 원자로냉각재가 순환되며 내부에 노심(114)을 포함하도록 형성되고 고압에 견디도록 설계되는 압력 용기일 수 있다.

열교환부(120)는 원자로용기(110)의 내부에 구비되고, 원자로용기(110) 내부에서 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달받을 수 있다. 상세하게, 열교환부(120)는 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달받을 수 있는 초임계 유체가 순환할 수 있도록 형성되어 원자로용기(110) 내 냉각을 수행할 수 있다. 즉, 열교환부(120)는 원전 정상운전 중에는 원자로용기(110) 내부의 원자로냉각재에 대한 냉각을 수행할 수 있고, 원전 사고 시에는 원자로냉각재와 노심용융물에 대한 냉각을 수행할 수 있다.

열교환부(120)의 세부 구조물들(121, 121')의 배치를 살펴보면, 열교환부(120)는 상기 초임계 유체가 주입되는 입구들이 배치된 입구헤더, 상기 초임계 유체가 방출되는 출구들이 배치된 출구헤더, 상기 초임계 유체의 열교환이 이루어지는 내부유로를 형성될 수 있다. 또한, 열교환부(120)의 추가 구조물(121)의 배치로서 코어 캐처(core catcher)가 형성되어 중대사고시 노심(114)의 용융물을 받아 냉각할 수 있도록 형성될 수도 있다. 열교환부(120)에 관한 상세한 설명은 후술될 도 3a 내지 도 3c와 도 4a 내지 도 4c에서 설명한다.

또한, 열교환부(120)에는 방출관(122)이 구비되고, 방출관(122)은 열교환부(120)의 유체를 전력 생산부(130)로 공급하도록 열교환부(120)와 전력 생산부(130)에 연결되도록 형성될 수 있다. 방출관(122)은 배관(123)으로 분지되어 밸브(121)를 통과하여 전력 생산부(130)에 연결되어 형성될 수 있다.

나아가, 열교환부(120)는 제1주입부(183)를 통하여 핵연료재장전수가 공급되도록 IRWST(180)와 연결될 수 있다. 상세하게 IRWST(180)는 밸브(181)와 체크밸브(182)와 연결될 수 있다. 이에 방출관(122)은 밸브(125)와 연결된 제1방출부(126)를 구비하고, 사고시 제1방출부(126)를 통하여 IRWST(180)로부터 제1주입부(183)로 공급된 핵연료재장전수가 방출될 수 있다.

상세하게, 제1방출부(126)는 열교환부(120)로부터 원자로건물(미도시) 내부로 유체(기체/증기 또는 액체/고온수)를 방출하는 배관으로 중대사고 등으로 원자로 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장 등으로 이를 이용한 냉각 및 발전이 불가한 경우에도 원자로용기(110) 내부를 냉각할 수 있도록 구성된 것이다.

한편, 전력 생산부(130)로는 열교환부(120)로부터 상기 초임계 유체가 이송되어 주입될 수 있다. 전력 생산부(130)는 초임계 터빈 발전부일 수 있다. 상세하게, 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달받아 온도가 상승한 상기 초임계 유체의 팽창에너지를 기계에너지로 변환하는 초임계 터빈(131) 및 초임계 터빈(131)과 축으로 연결되어 상기 기계에너지(회전력)를 전기에너지로 변환시켜 전력을 생산할 수 있는 소형발전기(132)를 포함할 수 있다. 초임계 터빈(131)은 원전 정상운전 시 및 사고 시 특성을 고려하여 원자로용기(110) 내부로부터 기설정 규모의 열을 전달 받아 전기를 생산할 수 있다.

실시 예에서, 사고 시 공급되는 노심(114)에서 발생되는 열에 의한 열전달 변화율을 고려하여 가변적으로 전력을 생산하는 구성이 가능하며, 열전달 변화율에 따라 전력 생산부(130)의 부하를 조절할 수 있다. 또한, 전력 생산부(130)의 초임계 터빈(131)은 소용량 터빈일 수 있으며, 이로 인하여 후술되는 내진설계 또는 안전등급을 적용하기에 용이할 수 있다.

전력 생산부(130)에서 발전 가능한 전기출력은 수십 kWe 내지 수 MWe의 규모로 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비하여 용량이 1/수 % 이하로서 원전 정상운전 중 본 설비가 가동되거나 또는 고장이 나는 경우에도 원전 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)의 운전에 미치는 영향이 거의 없다.

즉, 정상 전력 생산용 대용량 급수계통(10) 및 대형터빈(15)은 원전의 가장 큰 대규모 설비 중 하나로서 본 전체 설비에 대해 일정 규모 이상의 내진설계 및 안전등급을 적용하는 것은 막대한 비용 증가를 유발하므로 매우 비경제적이다. 한편, 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)가 적용된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 경우에는 급수계통(10) 및 대형터빈(15)에 비해 규모가 매우 작아 내진설계 또는 안전등급을 적용하기에 쉽고, 내진설계 또는 안전등급을 적용함으로써 증가하는 비용이 크지 않다. 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)에 내진설계를 적용하여 지진이 발생하여 전원공급이 어려운 경우에도 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)가 계속 구동되어 비상전력을 공급할 수 있고, 안전등급을 적용하여 계통 신뢰도를 확보하여 각종 사고 발생 시에도 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)가 계속 구동되어 비상전력을 공급할 수 있다.

상기 비상전력은 원전 특성에 따른 차이가 있을 수는 있으나, 피동원전의 경우 사고 시 요구되는 전력이 수십 kWe 수준임을 고려할 때, 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)가 생산하는 전력만으로 충분히 전력이 공급될 수 있다. 또한 피동원전의 경우 비상 직류배터리(DC battery) 용량이 능동형 원전에서 요구하는 비상 전력에 비해 크지 않기 때문에 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)로 생산되는 전력으로 직류배터리를 재충전할 수 있다.

원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 ASME(American Society of Mechanical Engineers)에서 규정하는 내진범주 I급(seismic category I) 내지 내진범주 III급(seismic category III)의 내진설계가 적용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 내진범주 I급(seismic category I)은 안전성 품목으로 분류된 구조물, 계통 및 기기에 적용하며 안전정지 지진(SSE) 발생 시 고유의 '안전기능'이 유지되도록 설계되어야 하며, 정상 운전하중과 동기에 운전기준 지진(OBE) 하에서도 그 안전기능이 유지되고 적절한 허용응력과 변경이 한계 내에 있도록 설계되는 것이다.

내진범주 II급(seismic category II)은 원자력 안전기능이나 연속적인 기능이 요구되지 않지만 그 품목들의 구조적 손상이나 상호 작용이 내진범주 I급 구조물, 계통 및 기기의 안전기능을 저하시키거나, 주제어실 내의 운전자에게 손상을 주는 결과를 초래할 수 있는 품목에 적용되는 범주이다. 상세하게, 내진범주 II급의 구조물, 계통 및 기기들은 안전정지 지진에 대하여 기능상의 건전성은 요구되지 않고 단지 구조적 건정성이 요구된다. 또한, 내진범주 II급의 구조물, 계통 및 기기들은 내진범주 I급 품목의 안전관련 운전을 손상시키지 않도록 설계 및 배치되어야 한다.

내진범주 III급(seismic category III)은 개개의 설계기능에 따라 UBC(uniform building code) 또는 일반산업기준에 따라 설계되는 것이다.

원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 ASME(American Society of Mechanical Engineers)에서 규정하는 원자로 발전소의 안전등급 1 내지 3의 안전등급이 적용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 원자력 발전소의 안전등급(safety class)은 크게 안전등급 1(safety class 1) 내지 안전등급 3(safety class 3)으로 분류된다.

안전등급 1은 원자로 냉각재 압력경계(고장이 발생할 경우 원자로 냉각재의 정상 보충능력을 초과하는 냉각재 상실을 초래할 수 있는 부분)를 구성하는 설비의 내압부분과 그 지지물에 대하여 부여하는 등급이다.

안전등급 2는 원자로 격납건물의 내압부분 및 그 지지물에 부여할 수 있으며, 안전등급 1에 속하지 아니하면서 다음의 안전기능을 수행하는 설비의 내압부분 및 지지물에 한하여 부여될 수 있다.

- 핵분열 생성물 유출 방지 또는 방사성 물질을 격납건물 안에 억류 또는 격리하는 기능

- 비상 시 격납건물 내에서 발생된 열 또는 방사성 물질을 제거하는 기능(예: 격납건물 살수 계통), 비상 시 원자로를 미임계 상태로 만들기 위하여 부반응도를 증가시키거나 압력경계 설비를 통한 정반응도 증가를 억제하는 기능(예: 붕산주입 계통)

- 비상 시 노심에 직접 냉각재를 공급하여 노심냉각을 보장하는 기능(예: 잔열제거, 비상노심냉각 계통) 및 비상 시 노심의 냉각에 충분한 원자로 냉각재를 공급하거나 유지하는 기능(예: 핵연료재장전수 저장탱크)

안전등급 3은 안전등급 1, 2에 포함되지 않으며, 다음 중 하나의 안전기능을 수행하는 설비에 부여될 수 있다.

- 원자로 격납건물 안의 수소농도를 허용한계치 이내로 제어하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비를 보유하고 있는 원자로 격납건물 외부의 안정된 공간(예: 원자로 제어실, 핵연료 건물)으로부터 방사성 물질을 제거하는 기능

- 원자로를 미임계 상태로 만들거나 유지하기 위하여 부반응로를 증가시키는 기능(예: 붕산보충)

- 노심냉각을 위해 원자로 냉각재를 충분히 공급하거나 유지하는 기능(예: 원자로 냉각재 보충수 계통)

- 노심반응도 제어 또는 노심 냉각능력을 확보하기 위하여 원자로 내부의 기하학적 구조를 유지하는 기능(예: 노심지지 구조물)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 대하여 그 하중을 지지하거나 보호하는 기능(KEPIC-MN, ASME sec. III의 범주에 포함되지 않는 콘크리트 강재 구조물)

- 원자로 제어실 또는 원자력 발전소 외부의 사람들을 위하여 방사선을 차폐하는 기능

- 습식 저장된 사용 후 핵연료의 냉각유지 기능(예: 사용 후 핵연료 저장조 및 냉각계통)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 의하여 수행되는 안전기능을 보장하는 기능(예: 안전등급 1,2 또는 3의 열교환기로부터 열을 제거하는 기능. 안전등급 2 또는 3의 펌프윤활기능, 비상 디젤기관의 연료급유 기능)

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비에 구동전원이나 동력을 공급하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 안전기능의 수행에 필요한 수동 또는 자동작동을 위한 정보를 제공하거나 그 설비를 제어하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 안전기능의 수행에 필요한 전원을 공급하거나 신호를 송신하는 기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비가 적절한 안전기능을 수행하도록 보장하거나 유지하기 위한 수동 또는 자동의 연동기능

- 안전등급 1, 2 또는 3의 설비와 운전요원을 위하여 적절한 환경조건을 제공하는 기능

-압력용기의 설계, 제작에 관한 기준 KEPIC-MN, ASME Sec. III가 적용되지 않은 안전등급 2에 해당하는 기능

한편, 냉각부(140)는 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)로 구성되는 전력 생산부(130)로부터 전기에너지를 생산하고 배출되는 상기 초임계 유체가 열교환되고, 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키도록 형성될 수 있다. 상세하게, 소형발전기(132)에서 배출된 상기 초임계 유체가 배관들(141, 142)를 통하여 냉각부(140)에 공급될 수 있다.

냉각부(140)의 열교환기 형식은 쉘&튜브형 열교환기 또는 판형 열교환기가 가능할 수 있다. 하지만 상기 열교환기 형식은 제한되지 아니하고 상기 초임계 유체의 부피를 수축할 수 있는 열교환기일 수 있다.

또한, 냉각부(140)는 모터(143) 또는 펌프(미도시)를 구비하고, 모터(143) 또는 상기 펌프는 냉각유체를 냉각부(140)에 공급하여 상기 초임계 유체와 열교환할 수 있게 형성될 수 있다. 상기 냉각유체는 공기, 순수 및 해수 또는 이들의 혼합물일 수 있다. 모터(143)는 팬(144) 또는 상기 펌프에 회전 동력을 제공할 수 있다. 팬(144)은 공랭식 열교환기를 적용하는 경우 냉각팬일 수 있으며, 수랭식 냉각을 수행하는 냉각펌프(미도시)를 더 포함할 수도 있다. 이를 이용하여 냉각부(140)를 소형화할 수도 있다.

전술된 모터(143)는 연결배선(133)을 통하여 전력 생산부(130) 자체에서 생산된 전력을 공급받을 수 있다. 모터(143)에 연결된 팬(144)은 냉각 공기를 냉각부(140)에 공급하여 냉각부(140)에서의 열교환을 원활하게 수행되도록 할 수 있다. 또한, 모터(143)는 전력 생산부(130)에서 생산된 전력을 비상축전지(173)에 충전된 전력을 공급받도록 구비될 수도 있다.

냉각부(140)와 압축부(150) 사이에는 상기 초임계 유체를 이송하도록 배관(145)이 구비될 수 있으며, 냉각부(140)에서 수축된 상기 초임계 유체는 배관(145)을 따라 압축부(150)로 이송된다. 상세하게, 압축부(150)는 상기 초임계 유체의 압력을 상승시키도록 형성된 압축기(151)와 모터(152)를 구비할 수 있다. 모터(152)는 압축기(151)에 동력을 제공할 수 있도록 형성될 수 있으며, 연결배선(134)을 통하여 전력 생산부(130) 자체에서 생산된 전력을 공급받을 수 있다. 또한, 모터(152)는 전력 생산부(130)에서 생산된 전력을 비상축전지(173)에 충전하고, 비상축전지(173)로부터 다시 전력을 공급받도록 구비될 수도 있다.

압축부(150)에서 압축된 상기 초임계 유체는 배관(153)을 통하여 복열부(160)로 이송될 수 있다. 복열부(160)는 전력 생산부(130)에서 배출되어 배관(141)을 통과하여 냉각부(140)로 공급되는 상기 초임계 유체와 압축부(150)에서 압축되어 배관(153)을 통하여 배출되는 상기 초임계 유체 사이에 열교환이 이루어지도록 형성될 수 있다. 전력 생산부(130)와 압축부(150)에서 각각 배출되는 상기 초임계 유체의 열교환을 통하여, 냉각부(140)로 공급되는 상기 초임계 유체의 온도는 감소시키고, 압축부(150)에서 배출되는 상기 초임계 유체의 온도를 증가시켜 예열기를 추가로 구비하지 않고도 열교환부(120)로 공급되는 초임계 유체를 예열할 수 있으며, 상기 열교환 과정을 통한 냉각으로 냉각부(140)의 용량을 감소시킬 수 있다. 복열부(160)의 열교환기 형식은 쉘&튜브형 열교환기 ,인쇄기판형 또는 판형 열교환기가 가능하지만 상기 열교환기 형식은 제한되지 아니한다.

한편, 압축부(150)에서 배출되고 복열부(160)를 통과한 상기 초임계 유체는 배관(161)으로 공급될 수 있다. 또한, 상기 초임계 유체는 배관(161)에 연결된 밸브(162)를 통과하여 열교환부(120)에 연결된 배관(163, 164)으로 공급될 수도 있다. 따라서, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)은 원자로냉각재계통(111)으로부터 열을 전달받은 상기 초임계 유체를 열교환부(120), 전력 생산부(130), 복열부(160) 및 냉각부(140)의 냉각부(140)를 순환하고, 압축부(150) 및 복열부(160) 및 냉각부(140)의 복열부(160)를 거쳐 순환시키도록 형성될 수 있다.

전력계통(170)은 전술된 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통(171)의 전력으로 활용되도록 형성될 수 있다. 상세하게, 내외부전력계통(171)은 소내 대형 터빈 발전기, 전력 생산부(130), 소내 디젤 발전기 및 외부 전력망으로부터 공급되는 전기를 처리하기 위한 계통일 수 있다.

또한, 소내, 외부 또는 전력 생산부(130) 등으로부터 공급되는 교류(AC) 전기를 저장하기 위한 설비인 충전기(172)를 통하여 비상축전지(173)에 전기에너지를 저장할 수도 있다. 비상축전지(173)는 사고 시 사용되는 비상 직류(DC) 전력을 공급하기 위해 원자력발전소 소내에 구비하는 배터리일 수 있다.

나아가 비상축전지(173)에 저장된 전기에너지는 비상전력소요기기(174)에 공급되어 비상전원으로 사용될 수도 있다. 상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링을 위한 전원으로 사용되는 것을 일 수 있다. 또한, 상기 원전의 사고 시에 전력 생산부(130)에서 생산되는 상기 전력 또한 상기 원전의 상기 비상전원에 공급되도록 형성될 수 있다.

나아가, 중대사고가 발생하고 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)가 고장으로 작동되지 않는 경우, IRWST(180) 및 제1방출부(126)를 통한 유로가 이미 형성되어 있으므로, 운전원조치에 따른 밸브 개폐 등의 단순한 조작에 의해 원활한 냉각수의 유량 공급 및 방출이 가능하도록 형성되어 원자로용기(110)를 냉각할 수도 있다.

도 1b는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 정상운전 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 1b를 참조하면, 원전 정상운전 시의 계통배열 및 초임계 유체 흐름을 도시한 개념도이다. 원전 정상운전 중에는 급수계통(10)으로부터 증기발생기(113)로 주급수(물)를 공급하고, 노심(114)으로부터 원자로냉각재계통(111)의 원자로냉각재 순환에 의해 전달 받은 열을 증기발생기(113)를 통해 이차계통으로 전달하여 주급수의 온도를 상승시키고 증기를 생산한다. 증기발생기(113)에서 생산된 상기 주급수의 증기는 주증기관(14)을 따라 대형터빈(15)으로 공급되고 상기 대형터빈(15)을 회전시키고 축으로 연결되어있는 대형발전기(미도시)를 회전시켜 전력을 생산한다. 상기 대형발전기를 통하여 생산된 전력은 전력계통에서 소내 또는 소외로 전기를 공급할 수 있다.

한편, 열교환부(120)에서는 원자로냉각재계통(111)으로부터 일부 열을 전달받아 초임계 유체가 전력 생산부(130)에서 전력을 생산할 수 있도록 형성될 수 있다. 상세하게, 복열부(160)에서 상기 초임계 유체의 제1차 온도 상승이 수행된 후 열교환부(120)로 공급되도록 형성될 수 있다. 복열부(160)에 대한 설명은 후술되는 서술에서 상세하게 설명한다.

상기 초임계 유체는 배관(161, 163)을 통하여 열교환부(120)로 공급되어 열교환될 수 있다. 이에, 상기 초임계 유체의 제2차 온도 상승이 수행될 수 있다. 온도가 상승하면서 임계압력 이상으로 압축된 상기 초임계 유체는 방출관(122)을 따라 초임계 터빈(131) 및 소형발전기(132)를 포함하는 전력 생산부(130)로 공급될 수 있다. 공급된 상기 초임계 유체는 초임계 터빈(131) 내부에서 유로 면적이 넓어지면서 팽창될 수 있다. 이에, 상기 초임계 유체가 팽창됨에 따라 형성되는 팽창력에 의해 초임계 터빈(131)이 회전되고, 상기 초임계 유체의 유체에너지는 기계에너지로 변환될 수 있다. 또한, 축으로 연결되어 있는 소형발전기(132)에서 상기 기계에너지를 전기에너지로 변환되면서 전력이 생산될 수 있다.

나아가, 전력 생산부(130)에서 생산된 전력은 전력계통(170)을 통하여 상기 전력을 내외부전력계통(171)의 전력으로 활용되도록 형성될 수 있다. 또한, 소내, 외부 또는 전력 생산부(130) 등으로부터 공급되는 교류(AC) 전기를 저장하기 위한 설비인 충전기(172)를 통하여 비상축전지(173)에 전기에너지를 저장할 수도 있다. 비상축전지(173)는 사고 시 사용되는 비상 직류(DC) 전력을 공급하기 위해 원자력발전소 소내에 구비하는 배터리일 수 있다. 나아가 비상전력소요기기(174)에 공급되어 비상전원으로 사용될 수도 있다.

한편, 전력 생산부(130)의 소형발전기(132)에서 전력을 생산한 후 배출되고, 배관(141)을 통과하여 복열부(160)로 이송되면서 팽창된 상기 초임계 유체의 제1차 냉각이 수행될 수 있다. 또한, 배관(142)을 통하여 냉각부(140)로 상기 초임계 유체를 공급하여 상기 초임계 유체의 제2차 냉각이 수행될 수 있다. 이에, 상기 제1차 및 제2차 냉각 과정을 통해 초임계 유체의 부피를 수축시킬 수 있다.

냉각부(140)에서 냉각 수축된 상기 초임계 유체는 배관(145)을 통하여 압축부(150)로 공급될 수 있다. 압축부(150)에서는 모터(152)의 동력을 바탕으로 하여 냉각부(140)에서 부피가 수축된 상기 초임계 유체의 압력을 상승시킬 수 있다. 상기 초임계 유체의 압력이 상승되면서 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 상기 초임계 유체의 순환동력이 제공될 수 있다.

또한, 압축부(150)에서 임계압력 이상으로 가압된 상기 초임계 유체는 배관(153)을 통하여 복열부(160)로 이송될 수 있다. 복열부(160)는 전력 생산부(130)에서 배출되고 배관들(141, 142)를 통과하여 냉각부(140)로 공급되는 상기 초임계 유체와 압축부(150)에서 압축되어 배관들(153, 161)을 통하여 배출되는 상기 초임계 유체 사이에 열교환이 이루질 수 있도록 형성될 수 있다. 이에, 압축부(150)에서 배출되어 열교환부(120)로 공급되는 상기 초임계 유체의 제1차 온도 상승이 수행될 수 있다.

원자로냉각재계통(111)과 열교환부(120)는 고온으로 저온 유체가 주입되는 경우에는 열충격이 발생할 수 있다. 상기 열충격이 누적되면 관련된 배관 및 기기들이 손상될 수 있다. 이에 따라 원자로냉각재계통(111)과 열교환부(120)에 공급되는 유체는 열충격이 발생하지 않도록 적절한 온도로 승온시켜 주어야 한다. 열교환부(120)로 공급되는 상기 초임계 유체에 대해 복열부(160)에서 제1차 온도 상승이 수행되므로써 예열기를 추가로 구비하지 않고도 열충격을 해소할 수 있다.

또한 복열부(160)는 전력 생산부(130)에서 배출되어 냉각부(140)로 공급되는 상기 초임계 유체의 제1차 냉각이 수행되므로써 냉각부(140)의 용량을 감소시킬 수 있다.

상기와 같이 원전 정상운전 시에는 원전 발전 설비와 함께 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)이 동시에 작동할 수 있다.

도 1c는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 설계기준사고 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 1c를 참조하면, 원전 설계기준사고 시의 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 운전으로, 대형터빈(15)의 작동이 불가능한 경우의 개념도이다.

상세하게, 여러 가지 원인에 의해 원전에 사고가 발생하면, 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동잔열제거계통, 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 나아가, 비상냉각수저장부(20)의 증기방출부(25)에서 상기 안전계통의 작동으로 생성된 증기가 방출될 수도 있다.

상기 안전계통의 작동으로 원자로냉각재계통(111) 및 노심(114)에서 발생되는 잔열이 제거될 수 있다. 또한, 원자로냉각재계통(111)으로 안전주입수를 공급하여 원자로냉각재계통(111)의 압력과 온도를 낮추어 주고 노심(114)의 온도를 낮추어 주며, 피동격납부냉각계통 작동으로 원자로건물(미도시) 내부의 압력 상승을 억제하여 상기 원자로건물을 보호할 수 있다.

한편, 주급수관(11) 및 주증기관(14)에 설치된 격리밸브들(12, 13)이 닫히면서 대형터빈(15)은 가동이 중지된다. 하지만, 원자로 노심(114)이 정지하는 경우에도 상당 기간 노심(114)에서 잔열이 발생하고, 원자로냉각재계통(111)에는 많은 현열이 존재하므로, 원자로냉각재계통(111)의 온도는 급격히 감소하지 않는다.

이에 따라, 사고가 발생하는 경우에도 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)는 정상운전과 동일한 상태로 가동될 수 있다. 따라서 전력 생산부(130)에서는 전력을 계속 생산하면서, 원자로냉각재계통(111)을 냉각할 수 있다. 시간이 경과하면서, 노심(114)에서 발생되는 잔열이 감소되면서 원자로냉각재계통(111)의 온도가 감소할 수 있다. 이 경우, 전달되는 열량 감소에 따라 전력 생산부(130)의 전력 생산량을 감소시키면서 정상운전과 거의 유사하게 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)이 운전될 수 있다.

상기와 같이 원전 설계기준사고 시에는 원전 발전 설비는 정지하고 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)이 작동한다. 이에 따라 비상전력공급과 잔열제거가 원활히 이루어질 수 있다.

도 1d는 본 발명의 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 원전 중대사고 시 운전을 도시한 개념도이다.

도 1d를 참조하면, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)의 중대사고 운전으로 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100) 의 작동이 불가능한 경우의 개념도이다. 전술된 도 1c의 경우와 같이 관련신호에 의해 복수 계열로 설치된 비상냉각수저장부(20)를 포함하는 피동잔열제거계통, 피동안전주입계통 및 피동격납부냉각계통과 같은 안전계통이 자동 작동할 수 있다. 그러나 발생 확률은 극히 낮으나 각종 안전계통이 작동하지 않는 경우를 가정하는 경우에는 노심의 온도가 상승하여 핵연료가 용융되는 사고가 발생할 수도 있다.

예를 들어, 원전 사고 중 노심용융물(114')이 발생하는 것과 같은 중대사고가 발생하였을 때 원자로건물 외부로의 방사성 물질의 방출을 차단하기 위해, 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)의 가동을 중단시킬 수 있다. 이에, 관련신호 또는 운전원조치에 의해 IRWST(180)와 연결된 제1주입부(183)를 개방하여 IRWST(180)로부터 급수를 공급하여 원자로용기(110)의 내부에서 노심용융물(114')을 냉각하도록 형성될 수 있다.

상세하게, 열교환부(120)에는 노심용융물(114')의 유로가 형성되어 IRWST(180)로부터 공급된 급수와 열교환하여 노심용융물(114')을 냉각할 수 있도록 형성될 수 있다. 중대사고시 노심(114)의 용융물을 받아 냉각할 수 있도록 형성되는 열교환부(120)에 관해서는 후술될 도 3a 내지 도 3c와 도 4a 내지 도 4c에서 상세하게 설명한다.

나아가, 원자로 노심용융물(114')이 발생하는 경우 이외에도 원전 사고 중 원자로용기가 손상되거나 노심(114)이 노출되는 것과 같은 중대사고가 발생하였을 때에도 열교환부(120) 및 전력 생산부(130)의 가동을 중단하고, 예방적 차원에서 IRWST(180)을 통한 급수 주입 및 제1방출부(126)와 연결된 밸브(125)의 개방이 가능할 수 있다.

또한, 이하 설명되는 다른 실시 예에서는 앞선 예와 동일 또는 유사한 구성에 대해서는 동일, 유사한 참조번호가 부여되고, 그 설명은 처음 설명으로 갈음된다.

상기와 같이 원전 중대사고 시에는 원전 발전 설비와 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(100)을 통한 전력 생산이 모두 중지되고, IRWST(180)을 통한 급수 주입과 제1방출부(126)를 통한 냉각이 수행된다. 이에 따라 비상전력 생산은 중단되나 노심용융물(114')의 냉각이 원활히 이루어질 수 있다.

도 2a는 본 발명의 다른 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200a)의 개념도이다.

도 2a를 참조하면, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200a)은 복수의 복열부와 압축부를 포함하도록 형성될 수 있다. 상세하게, 전력 생산부(230)에서 방출된 초임계 유체가 제1복열부(260)와 제2복열부(260')를 통하여 냉각부(240)에 공급될 수 있다.

또한, 제1복열부(260)와 제2복열부(260') 사이에 추가로 제2압축부(250')가 구비될 수 있으며, 제2압축부(250')는 상기 초임계 유체의 압력을 상승시키도록 형성된 압축기(251')와 모터(252')를 구비할 수 있다. 모터(252')는 압축기(251')에 동력을 제공할 수 있도록 형성될 수 있으며, 연결배선(236)을 통하여 전력 생산부(230) 자체에서 생산된 전력을 공급받을 수 있다. 또한, 모터(252')는 전력 생산부(230)에서 생산된 전력을 비상축전지(273)에 충전하고, 비상축전지(273)로부터 전력을 공급받도록 구비될 수도 있다.

도 2b 내지 도 2d는 본 발명의 또 다른 실시 예에 관련된 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200b, 200c, 200d)의 개념도이다.

도 2b를 참조하면, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200b)은 초임계 유체를 열교환부(220), 전력 생산부(230), 냉각부(240) 및 압축부(250)를 거쳐 순환되도록 형성될 수 있다. 상세하게 원전의 특성에 따라 복열부가 생략된 경우에도 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200b)은 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하도록 형성될 수 있다.

도 2c를 참조하면, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200c)의 열교환부(220')의 형상, 배치 및 관련 원자로냉각재 유로는 원전 특성에 따라 자유롭게 설계할 수 있다. 도 2c에 도시된 것과 같이 노심(214)과 근접하게 구조물(221")이 배치되는 것과 같이 열교환부(220')의 형상을 변형할 수도 있다. 상기 열교환부의 형태는 도 2c에 도시된 형태로 한정되지 아니하고 원자로용기(210)의 내부에 구비되고, 초임계 유체를 공급하여 원자로냉각재계통(211)으로부터 열을 전달받도록 형성될 수 있다.

도 2d를 참조하면, 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200d)은 원자로용기 외벽 냉각부(290)를 별도로 더 포함하도록 형성될 수 있다. 원자로용기 외벽 냉각부(290)는 원자로용기(210)를 감싸도록 형성되어 원자로용기(210)에서 방출되는 열을 전달받아 원자로용기(210)의 외벽을 냉각하도록 형성될 수 있다.

상세하게, 원자로용기 외벽 냉각부(290)의 형상은 반구형일 수 있다. 하지만 원자로용기 외벽 냉각부(290)의 형상은 원통형에 한정되는 것이 아니라, 원자로용기 외벽 냉각부(290)의 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함할 수 있다.

덧붙여, 원자로용기 외벽 냉각부(290)는 부식되는 것을 방지하기 위한 코팅부재(미도시)가 더 형성될 수 있다. 상기 코팅부재는 다양한 방법으로 표면이 개질될 수 있으며, 열전달 표면적을 증가시키기 위해 요철(냉각핀)형태로 가공될 수도 있다. 나아가, 상기 코팅부재의 표면은 화학적 처리되어 표면적이 증가되어 열전달을 효율을 향상시킬 수 있는 열전달부재(미도시)를 더 포함할 수도 있다.

또한, 원자로용기 외벽 냉각부(290)는 제2주입부(283')를 통하여 핵연료재장전수가 공급되도록 IRWST(280)와 연결될 수 있다. 상세하게 원자로용기 외벽 냉각부(290)는 밸브(281')와 체크밸브(282')와 연결될 수 있다. 나아가, 중대사고가 발생할 경우, 원자로용기 외벽 냉각부(290)는 밸브(291)와 연결된 제2방출부(292)를 구비하고, 제2방출부(292)는 IRWST(180)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성될 수 있다. 상세하게, 제2방출부(292)는 원자로 외벽 냉각부(290)로부터 원자로건물(미도시) 내부로 유체(기체/증기 또는 액체/고온수)를 방출하는 배관으로 중대사고 등으로 열교환부(220) 및 전력 생산부(230)가 고장 등으로 이를 이용한 냉각 및 발전이 불가한 경우에도 원자로용기를 냉각할 수 있도록 구성된 것이다.

원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템(200d)은 제1주입부나 제1방출부를 별도로 구비하지 않을 수 있다. 하지만, 원자로용기 외벽 냉각부(290)가 구비되어 원자로용기(210)를 냉각하도록 독립적으로 구성할 수 있다. 이 경우에 비용은 증가하나 초임계 유체와의 외벽 냉각 유체의 간섭을 배제할 수 있는 장점이 있다.

도 3a 내지 도3c는 도 1의 열교환부(120)를 상세하게 설명하기 위한 도면들이다.

도 3a는 도 1의 열교환부(120)의 개념도를 확대한 도면이다.

도 3b는 도 1의 열교환부(120)의 측면도이다. 또한, 도 3c는 도 1의 열교환부(120)의 상면도이다.

도 3a 내지 도 3c를 참조하면, 열교환부(120)는 입구헤더(127), 출구헤더(128), 내부유로(129) 및 내부유로(129)를 형성하도록 하는 구조물들(121, 121')을 포함할 수 있으며, 중대사고시 노심용융물을 받아 냉각할 수 있는 노심용융물 유로(120c)를 포함하는 코어 캐처(core catcher)를 구비하도록 형성될 수도 있다.

상세하게, 열교환부(120)는 입구헤더(127)에 입구들(127a, 127b, 127c, 127d)을 배치하여 유체(정상운전 시 초임계 유체, 중대사고 시 IRWST 핵연료재장전수)를 내부유로(129)로 주입할 수 있도록 형성될 수 있다. 또한, 내부유로(129)는 구조물(121')을 감싸는 형태로 U로 형성되어 저온의 상기 유체가 구조물(121')을 감싸며 회전하면서 열을 전달받아 온도가 상승하도록 형성될 수 있다. 또한, 내부유로(129)를 통과하며 온도가 상승된 상기 유체는 출구헤더(128)의 출구들(128a, 128b, 128c, 128d)로 방출될 수 있다.

상세하게, 도 3c에서 도시하는 것과 같이, 열교환부(120)는 상기 유체를 입구(127a)로 유입되도록 하고, 유로(129a)를 통과하여 출구(128a)로 방출되도록 형성될 수 있다. 덧붙여 입구(127a 내지 127d)는 각각 유로(129a 내지 129d)와 출구(128a 내지 128d)에 대응되도록 형성될 수 있다.

중대사고시 노심이 용융되어 발생하는 노심용융물은 노심용융물 유로(120c)를 따라 열교환부(120)의 중심부에서 가장자리로 방사형으로 확산되면서 자리를 잡고 유체(IRWST 핵연료재장전수)에 의해 냉각될 수 있다.

도 4a 내지 4c는 각각 도 3a 열교환부(120)의 A-A', B-B' 및 C-C'를 따라 절개한 단면도이다.

상세하게, 도 4a는 도 3a의 라인 A-A'를 따라 절개한 열교환부(120)의 상부 단면도이다. 도 4a를 참조하면, A-A'를 따라 절개한 열교환부(120)의 유로(129a 내지 129d)을 통과하며 온도가 상승된 초임계 유체가 출구들(128a, 128b, 128c, 128d)로 방출되도록 형성될 수 있다.

또한, 도 4b는 도 3a의 라인 B-B'를 따라 절개한 열교환부(120)의 중부 단면도이다. 도 4b를 참조하면, B-B'를 따라 절개한 열교환부(120)의 내부유로(129)를 통과하며 하부에서 상부로 유체(정상운전 시 초임계 유체, 중대사고 시 IRWST 핵연료재장전수)가 상승하며 순환되도록 형성되고, 상기 초임계 유체는 상승할수록 열을 전달 받으며 상기 유체의 온도 또한 상승하도록 형성된다.

나아가, 도 4c는 도 3a의 라인 C-C'를 따라 절개한 열교환부(120)의 하부 단면도이다. 도 4c를 참조하면, C-C'를 따라 절개한 열교환부(120)의 입구들(127a, 127b, 127c, 127d)로 온도가 낮은 상기 유체가 유입되고 유로(129a 내지 129d)을 통과하여 열교환부(120)의 상부의 출구들(128a, 128b, 128c, 128d)로 방출되도록 형성될 수 있다.

이상에서, 본 발명의 다양한 실시 예의 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템에 대하여 설명하였으나, 본 발명은 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템에 제한되지 아니하고, 이를 구비하는 원전을 포함할 수 있다.

상세하게, 본 발명의 원전은 원자로용기, 상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되어 상기 초임계 유체의 온도가 상승되는 열교환부를 구비할 수 있다. 또한, 상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 임계압력 이상의 상기 초임계 유체의 팽창력을 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부를 구비할 수 있다.

나아가, 상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함할 수 있다. 또한, 상기 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받은 상기 초임계 유체를 상기 열교환부, 상기 전력 생산부 및 상기 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성될 수 있다.

발명은 본 발명의 정신 및 필수적 특징을 벗어나지 않는 범위에서 다른 특정한 형태로 구체화될 수 있음은 당업자에게 자명하다.

또한, 상기 의 상세한 설명은 모든 면에서 제한적으로 해석되어서는 아니되고 예시적인 것으로 고려되어야 한다. 본 발명의 범위는 첨부된 청구항의 합리적 해석에 의해 결정되어야 하고, 본 발명의 등가적 범위 내에서의 모든 변경은 본 발명의 범위에 포함된다.

Claims (22)

1. 원자로용기;
   상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되는 열교환부;
   상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 초임계 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부; 및
   상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함하고,
   상기 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받은 상기 초임계 유체를 상기 열교환부, 상기 전력 생산부 및 상기 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
2. 제1항에 있어서,
   상기 발전 시스템은 원전의 정상운전 시 및 사고 시에도 가동되어 전력을 생산하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
3. 제2항에 있어서,
   상기 원전의 정상운전 시에 생산되는 상기 전력을 내외부전력계통 및 비상축전지로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
4. 제3항에 있어서,
   상기 비상축전지에 충전된 상기 전기에너지는 원전 사고 시 비상전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
5. 제4항에 있어서,
   상기 원전의 사고 시에 생산되는 상기 전력은 상기 원전의 비상전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
6. 제4항 또는 제5항에 있어서,
   상기 비상전원은 상기 원전의 사고 시에 원전 안전계통의 작동 또는 상기 원전 안전계통의 작동을 위한 밸브 개폐 또는 상기 원전 안전계통의 모니터링 또는 상기 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템의 구동을 위한 전원으로 공급되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
7. 제1항에 있어서
   내진범주 I급 내지 III급의 내진설계가 적용되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
8. 제1항에 있어서,
   안전등급 1 내지 3의 안전등급이 적용되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
9. 제1항에 있어서,
   상기 초임계 터빈은 상기 초임계 유체의 팽창 에너지를 이용하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
10. 제1항에 있어서,
    상기 열교환부는 코어 캐처(core catcher)를 더 구비하고,
    상기 코어 캐처는 상기 원자로용기의 내부 노심 용융 시 노심용융물을 받아 냉각하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
11. 제1항에 있어서,
    상기 열교환부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결된 제1주입부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
12. 제11항에 있어서,
    상기 열교환부와 상기 전력 생산부를 연결하는 배관에 제1방출부를 구비하고,
    상기 제1방출부는 상기 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
13. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부는 팬 또는 펌프를 구비하고,
    상기 팬 또는 상기 펌프는 냉각유체를 상기 냉각부에 공급하여 상기 초임계 유체와 열교환하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
14. 제13항에 있어서,
    상기 냉각유체는 공기, 순수, 해수 또는 이들의 혼합물을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
15. 제1항에 있어서,
    상기 냉각부에 연결되는 압축부를 포함하고,
    상기 압축부는 상기 냉각부에서 부피가 수축된 상기 초임계 유체의 압력을 상승시키도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
16. 제1항에 있어서,
    상기 전력 생산부와 상기 냉각부 사이에 복열부를 더 포함하고,
    상기 복열부에서는 상기 전력 생산부에서 배출된 상기 초임계 유체와 상기 냉각부를 거친 상기 초임계 유체가 상호 열교환하도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
17. 제1항에 있어서,
    상기 원자로용기의 적어도 일부를 감싸도록 형성되고,
    상기 원자로용기에서 방출되는 열을 냉각하도록 형성되는 원자로용기 외벽 냉각부를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
18. 제17항에 있어서,
    상기 원자로용기 외벽 냉각부의 형상의 적어도 일부는 원통형, 반구형 및 이중 용기형 또는 이들이 혼합된 형태를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
19. 제17항에 있어서,
    상기 원자로용기 외벽 냉각부로 핵연료재장전수가 공급되도록 격납부내 핵연료재장전수저장부(IRWST)와 연결된 제2주입부를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
20. 제19항에 있어서,
    상기 원자로용기 외벽 냉각부에 제2방출부를 구비하고,
    상기 제2방출부는 상기 핵연료재장전수저장부(IRWST)에서 공급되는 상기 핵연료재장전수를 방출할 수 있도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
21. 제1항에 있어서,
    상기 열교환부 또는 냉각부는 열교환기를 구비하고,
    상기 열교환기는 인쇄기판형 열교환기를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템.
22. 원전에 있어서,
    원자로용기;
    상기 원자로용기의 내부에 구비되고, 상기 원자로용기 내부의 원자로냉각재계통으로부터 열을 전달받도록 초임계 유체를 공급시키도록 형성되는 열교환부;
    상기 원자로냉각재계통에서 열을 전달받고 온도가 상승된 상기 초임계 유체의 에너지를 이용하여 전기에너지를 생산하도록 형성되는 초임계 터빈을 포함하는 전력 생산부; 및
    상기 초임계 터빈을 구동하고 배출되는 상기 초임계 유체를 열교환시켜 상기 초임계 유체의 부피를 수축시키는 냉각부를 포함하고,
    상기 초임계 유체는 열교환부, 전력 생산부 및 냉각부를 거쳐 순환시키도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원전.

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