KR20200025686A - 원자력 발전 안전 시스템 - Google Patents

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KR20200025686A
KR20200025686A KR1020180103437A KR20180103437A KR20200025686A KR 20200025686 A KR20200025686 A KR 20200025686A KR 1020180103437 A KR1020180103437 A KR 1020180103437A KR 20180103437 A KR20180103437 A KR 20180103437A KR 20200025686 A KR20200025686 A KR 20200025686A
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cooling tower
cooling
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KR1020180103437A
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이정익
김성중
손홍현
서광혁
신도영
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한국과학기술원
한양대학교 산학협력단
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    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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Abstract

본 발명은 원자력 발전 안전 시스템에 관한 것으로, 보다 구체적으로는 냉각탑 주변의 공기를 냉각탑 하부로 진입시켜 원자로에서 생성된 열로 공기를 가열하고, 가열된 공기를 자연 통풍에 의해 냉각탑 상부로 방출하도록 함으로써, 냉각수가 부족한 운전 환경 또는 사고 상황에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작할 수 있을 뿐만 아니라 무한대의 조치 시간(grace time)도 제공할 수 있는 원자력 발전 안전 시스템에 관한 것이다.
본 발명에서는, 원자로를 내장하는 금속 격납고; 상기 원자로에서 생성된 열을 냉각하는 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작하는 냉각탑;을 포함하며, 상기 냉각탑은, 하부 공기 유입구를 통해 상기 냉각탑 외부의 공기를 유입하여 상기 원자로에서 생성된 열로 상기 공기를 가열하고, 상기 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 상부 공기 배출구를 통해 상기 냉각탑 외부로 배출하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템을 개시한다.

Description

원자력 발전 안전 시스템 {SAFETY SYSTEM FOR ATOMIC POWER PLANT}
본 발명은 원자력 발전 안전 시스템에 관한 것으로, 보다 구체적으로는 냉각탑 주변의 공기를 냉각탑 하부로 진입시켜 원자로에서 생성된 열로 공기를 가열하고, 가열된 공기를 자연 통풍에 의해 냉각탑 상부로 방출하도록 함으로써, 냉각수가 부족한 운전 환경 또는 사고 상황에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작할 수 있을 뿐만 아니라 무한대의 조치 시간(grace time)도 제공할 수 있는 원자력 발전 안전 시스템에 관한 것이다.
현재 전세계의 많은 원자력 발전소에서는 노심에서 발생한 열을 최종적으로 제거하는 최종 열침원(ultimate heat sink)으로서 물을 이용한 냉각 방식을 사용하고 있으며, 국내의 경우에는 주로 해수를 사용한다. 또한, 일반적으로 최종 열침원은 안전 시스템(safety system)과 연계되어 있지 않고 독립적으로 작동되며, 국내의 경우도 같은 상황이다.
그런데, 이러한 종래 원자력 발전소의 최종 열침원 방식은 냉각을 위한 다량의 물을 상시 요구하며, 이에 따라 사막과 같이 냉각수의 확보가 용이하지 않은 지역에서 원전을 건설 및 운영할 경우 충분한 최종 열침원의 확보에 상당한 어려움을 초래하게 된다.
또한, 종래의 최종 열침원은 독립적으로 해당 기능만을 수행하도록 설계되어 있어, 최근 원전의 안전 시스템 개발에 대한 국제적 추세와 같이 피동성이 포함된 안전 시스템을 지원하는 기능을 수행하기 어렵다는 문제가 있었다.
대한민국 공개특허 제10-2018-0079990호
본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하고자 안출된 것으로, 사막 등 냉각수의 확보가 용이하지 못한 운전 환경뿐만 아니라 사고 상황에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 원활하게 동작할 수 있으며, 나아가 사고 상황에서 무한대의 조치 시간(grace time)도 제공할 수 있는 원자력 발전 안전 시스템을 개시하는 것을 목적으로 한다.
그 외 본 발명의 세부적인 목적은 이하에 기재되는 구체적인 내용을 통하여 이 기술 분야의 전문가나 연구자에게 자명하게 파악되고 이해될 것이다.
상기한 과제를 해결하기 위한 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템은, 원자로를 내장하는 금속 격납고; 상기 원자로에서 생성된 열을 냉각하는 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작하는 냉각탑;을 포함하며, 상기 냉각탑은, 하부 공기 유입구를 통해 상기 냉각탑 외부의 공기를 유입하여 상기 원자로에서 생성된 열로 상기 공기를 가열하고, 상기 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 상부 공기 배출구를 통해 상기 냉각탑 외부로 배출하는 것을 특징으로 한다.
이때, 상기 냉각탑은 상기 금속 격납고의 일부 또는 전부를 내장하여, 사고 상황에서 상기 유입된 공기가 자연 통풍(natural draft)에 의해 상기 원자로의 붕괴열(decay heat)을 냉각할 수 있다.
또한, 상기 냉각탑은 공냉식 열교환기를 구비하며, 상기 공냉식 열교환기는 상기 원자로에서 생성된 열을 전달받아 상기 유입된 공기와의 열교환을 수행할 수 있다.
나아가, 상기 공냉식 열교환기는, 상기 금속 격납고의 내부에 위치하는 피동식 열교환기와 연결되어, 상기 원자로에서 생성된 열을 상기 공냉식 열교환기로 전달할 수 있다.
또한, 상기 원자로는 소형 모듈형 원자로(Small Modular Reactor)일 수 있다.
또한, 상기 원자력 발전 안전 시스템은, 상기 금속 격납고 내부에 구비되는 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)와, 상기 금속 격납고 외부에 구비되며 상기 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)와 연결되는 비상 냉각 탱크(Emergency Cooldown Tank)를 포함하여 구성되어, 상기 원자로의 잔열을 제거하는 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System)을 더 포함할 수 있다.
나아가, 공냉식 응축기(air cooled condenser)를 포함하여 구성되어, 상기 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System)과 연동되어 상기 비상 냉각 탱크(Emergency Cooldown Tank)의 열을 냉각시키는 건식/습식 냉각 시스템(DWCS)을 더 포함할 수 있다.
또한, 상기 원자력 발전 안전 시스템은, 상기 원자로 내부에 구비되어 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)를 내장하는 금속 격납고와, 상기 금속 격납고 외부에 구비되는 격납고 냉각 탱크(containment cooldown tank) 및 상위 열침원(supreme heat sink)를 포함하여 구성되어, 상기 금속 격납고를 냉각하는 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)을 더 포함할 수 있다.
이때, 상기 상위 열침원(supreme heat sink)은, 보조 붕소 주입 장치와 연동되어 상기 상위 열침원의 내부 압력을 완화할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 안전 시스템에서는, 냉각탑 주변의 공기를 냉각탑 하부로 진입시켜 원자로에서 생성된 열로 공기를 가열하고, 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 냉각탑 상부로 방출하도록 함으로써, 사막 등 냉각수의 확보가 용이하지 못한 운전 환경뿐만 아니라 사고 상황에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 원활하게 동작할 수 있으며, 나아가 사고 상황에서 무한대의 조치 시간(grace time)도 확보할 수 있다는 효과를 가진다.
본 발명에 관한 이해를 돕기 위해 상세한 설명의 일부로 포함되는, 첨부도면은 본 발명에 대한 실시예를 제공하고, 상세한 설명과 함께 본 발명의 기술적 사상을 설명한다.
도 1과 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템의 구조 및 동작을 설명하는 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템의 구성도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 피동 잔열 제거 시스템의 구성도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 건식/습식 냉각 시스템의 구성도이다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 피동 격납고 냉각 시스템의 구성도이다.
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 수동 부하 추동 운전의 시뮬레이션을 위한 일괄 가압경수로 모델의 예시도이다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 3일간의 피동 일간 부하 추종 운전(PDLFO)에서의 원자로 출력 및 출력 요구량 그래프이다.
도 9는 본 발명의 일 실시예에 따른 ATOM에 대한 자연 순환 루프의 MARS 모델의 예시도이다.
도 10은 본 발명의 일 실시예에 따른 질량 유량에 대한 이론치 및 MARS 계산치 비교 그래프이다.
도 11은 본 발명의 일 실시예에 따른 열중심간 거리(LTC)의 변경에 따른 질량 유량의 변화 그래프이다.
본 발명은 다양한 변환을 가할 수 있고 여러 가지 실시예를 가질 수 있는 바, 이하에서는 특정 실시예들을 첨부된 도면을 기초로 상세히 설명하고자 한다.
이하의 실시예는 본 명세서에서 기술된 방법, 장치 및/또는 시스템에 대한 포괄적인 이해를 돕기 위해 제공된다. 그러나 이는 예시에 불과하며 본 발명은 이에 제한되지 않는다.
본 발명의 실시예들을 설명함에 있어서, 본 발명과 관련된 공지기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략하기로 한다. 그리고, 후술되는 용어들은 본 발명에서의 기능을 고려하여 정의된 용어들로서 이는 사용자, 운용자의 의도 또는 관례 등에 따라 달라질 수 있다. 그러므로 그 정의는 본 명세서 전반에 걸친 내용을 토대로 내려져야 할 것이다. 상세한 설명에서 사용되는 용어는 단지 본 발명의 실시 예들을 기술하기 위한 것이며, 결코 제한적이어서는 안 된다. 명확하게 달리 사용되지 않는 한, 단수 형태의 표현은 복수 형태의 의미를 포함한다. 본 설명에서, "포함" 또는 "구비"와 같은 표현은 어떤 특성들, 숫자들, 단계들, 동작들, 요소들, 이들의 일부 또는 조합을 가리키기 위한 것이며, 기술된 것 이외에 하나 또는 그 이상의 다른 특성, 숫자, 단계, 동작, 요소, 이들의 일부 또는 조합의 존재 또는 가능성을 배제하도록 해석되어서는 안 된다.
또한, 제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되는 것은 아니며, 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)에서, 냉각탑(120)은 원자력 발전소에서 공기를 이용하는 최종 열침원(ultimate heat sink) 기능을 수행하게 된다. 이에 따라 상기 냉각탑(120)은 사고 상황에서도 자연 통풍(natural draft)을 통해 피동적으로 구동되어 최종 열침원(ultimate heat sink)으로서 안전 계통을 보조하는 기능을 수행할 수 있다. 본 발명에서 상기 냉각탑(120)의 주요 특징으로서, 자연 통풍(natural draft)을 이용한 원전의 최종 열침원(ultimate heat sink) 역할, 무한대의 운전원 조치 시간(grace time) 또는 잔열제거 시간 확보, 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)의 보조 등을 들 수 있다.
본 발명에서 냉각탑(120)은 정상 상태 뿐만 아니라 사고 상황에서 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 기능하게 된다. 이때, 주변 대기의 공기는 냉각탑(120) 하부로 진입하여 열교환기를 통해 계통에서 발생한 열을 제거하고, 가열된 공기는 냉각탑(120) 상부로 빠져나간다. 열제거 과정에서 빠져나간 공기는 다시 주변 대기에 의해 채워지며 이러한 과정에 의해 냉각수의 사용 없이도 지속적인 열제거 공정이 가능하게 된다.
또한, 사고 상황에서 자연 통풍(natural draft)으로 구동되는 냉각탑(120)에 의해 피동형(passive) 방식으로 무한대의 잔열 제거 시간 또는 운전원 조치 시간(grace time)의 확보도 가능하다.
나아가, 원전의 피동 안전 시스템(passive safety system)인 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)을 필요로 하는 바, 본 발명에 따른 냉각탑(120)은 상기 각 안전 시스템(safety system)의 열침원으로 기능하여 안전 시스템(safety system)을 보조하는 역할을 수행할 수 있다.
이에 따라, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)에서, 상기 냉각탑(120)은, 사막과 같이 냉각수가 부족한 환경에서도 원전의 최종 열침원(ultimate heat sink) 역할을 수행할 수 있다. 또한, 피동 안전 시스템(passive safety system)을 보조하여 원전 사고 완화에 매우 효과적인 기능을 수행하여 원전의 안전성을 증진시킬 수 있을 것으로 기대된다.
이하에서는, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)의 예시적인 실시형태들을 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다.
도 1에서는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)의 구조 및 동작을 설명를 예시하고 있다.
먼저, 도 1(a)에서 볼 수 있는 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)은, 원자로를 내장하는 금속 격납고(110)와 상기 원자로에서 생성된 열을 냉각하는 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작하는 냉각탑(120)을 포함하여 구성될 수 있다.
이때, 도 1(b)에서 볼 수 있는 바와 같이, 상기 냉각탑(120)은 하부 공기 유입구(121)를 통해 상기 냉각탑(120) 외부의 공기를 유입하여 상기 원자로에서 생성된 열로 상기 공기를 가열하고, 상기 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 상부 공기 배출구(122)를 통해 상기 냉각탑(120) 외부로 배출하게 된다.
또한, 상기 냉각탑(120)은, 도 1(a)에 도시된 바와 같이, 상기 금속 격납고(110)의 일부 또는 전부를 내장하여, 사고 상황에서 상기 유입된 공기가 자연 통풍(natural draft)에 의해 상기 원자로의 붕괴열(decay heat)을 냉각하도록 할 수 있다.
또한, 상기 냉각탑(120)은, 도 1(b)에 도시된 바와 같이, 공냉식 열교환기(123)를 구비하며, 상기 공냉식 열교환기(123)는 상기 원자로에서 생성된 열을 전달받아 상기 유입된 공기와의 열교환을 수행하는 방식으로, 상기 원자로에서 생성된 열로 상기 공기를 가열할 수 있으며, 나아가 상기 공냉식 열교환기(123)는 상기 금속 격납고(120)의 내부에 위치하는 피동식 열교환기(124)와 연결되어 상기 원자로에서 생성된 열을 상기 공냉식 열교환기(123)로 전달하도록 할 수 있다.
즉, 본 발명의 일 실시예에 따른 피동 안전 시스템(passive safety system) 기능을 탑재한 냉각탑(120)은 원전 운전시 주변의 공기에 의한 냉각 방식을 적용한 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 기능할 수 있으며, 특히 주변의 공기를 사용하여 사고 상황에서도 자연 통풍(natural draft)에 의한 지속적인 최종 열침원(ultimate heat sink) 기능의 수행이 가능하게 된다. 나아가, 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System) 등과도 연결되어 해당 안전 시스템의 기능을 보조하는 역할도 수행할 수 있게 된다.
보다 구체적으로, 본 발명의 일 실시예에 따른 냉각탑(120)은, 피동 안전 시스템(passive safety system) 기능을 탑재하여 원자력 발전소의 최종 열침원(ultimate heat sink) 역할을 수행하는 공기 냉각 기반의 냉각탑(120)이다. 원전의 최종 열침원(ultimate heat sink) 으로서 사고 상황에서는 운전원 조치 시간(grace time) 확보 및 안전 시스템(safety system)을 보조하는 역할을 수행할 수 있다. 이에 따라, 냉각탑(120)의 주요 특징으로서, 자연 통풍(natural draft)을 이용한 원전의 최종 열침원(ultimate heat sink) 기능, 무한대의 운전원 조치 시간(grace time) 및 잔열 제거 시간 확보, 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)의 보조 등을 들 수 있다.
또한, 상기 도 1(b)에는 노심에서 발생하는 열이 최종적으로 자연 통풍(natural draft)에 의해 제거되는 열교환 과정을 볼 수 있다. 노심을 포함하는 원자로를 구비하는 원자로 압력 용기(131)가 금속 격납고(110) 내에 위치하며, 사고 상황에서 발생한 열은 공냉식 열교환기(123)를 통하여 외부로 전달된다. 금속 격납고(110) 외부로 전달된 열은 주변에서 냉각탑(120) 하부로 유입되는 공기에 의해 냉각되며, 가열된 공기는 밀도차에 의하여 냉각탑(120) 상부로 상승하여 빠져나간다. 공기가 빠져나간 공간에는 다시 주변의 공기로 채워지며 동일한 열제거 과정을 반복하게 된다. 이러한 과정에 의해 냉각수의 사용 없이도 지속적인 열제거 공정이 가능하게 된다.
나아가, 종래에는 통상적으로 각 안전 시스템(safety system)이 독립적으로 구성되어 최종 열침원과 연결되지 않는다. 이에 대하여, 본 발명에서는 도 2(a) 및 도 2(b)에서 볼 수 있는 바와 같이 냉각탑(120)이 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)과 연계되어 각 안전 시스템의 기능을 보조하는 열제거 공정이 도시되어 있다. 보다 구체적으로 도 2(a)에서는 주변 공기를 기반으로 하는 자연 통풍(natural)에 의한 열제거 공정을 도시하고 있으며, 이때 금속 격납고(110) 외부에 위치한 각 안전 시스템의 열교환기에서 이뤄지는 열교환을 보조하는 기능이 도시되어 있다. 또한, 그림 2(b)에서 볼 수 있는 바와 같이 자연 통풍(natural draft)에 의해 금속 격납고(110)의 외부가 냉각됨에 따라 내부에서 발생한 증기를 냉각시키는 공정도 도시되어 있다. 이는 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)을 보조하는 방식 중 하나라고 할 수 있다.
보다 구체적으로, 도 1에서는 원자로를 포함하는 금속 격납고(120)가 지표면 아래에 놓이고, 자연 통풍(natural draft) 냉각탑(120)이 상기 금속 격납고(110)를 둘러 싸는 구조를 보여준다. 사고 상황에서는, 차가운 공기가 냉각탑(120) 내부로 유입되면서 상기 금속 격납고를 냉각시키고, 가열된 공기는 냉각탑(120) 상부를 통해 빠져 나간다. 이러한 공기 흐름은 부력(buoyancy force)에 의한 것이므로 피동적인 자연 순환(passive natural circulation)이 이루어지며, 이에 따라, 특히 발전소 정전(SBO, station blackout) 등의 사고 상황에서, 열제거 공정(heat removal process)에 의해 무한대의 조치 시간(indefinite grace time)을 가질 수 있게 된다.
또한, 도 2(a)에서는 상기 냉각탑(120)에 장착된 공냉식 열교환기(123)를 구비하는 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)를 보여준다. 고온의 증기는 금속 격납고(120) 내부의 원자로 압력 용기(RPV)에 연결된 피동식 열교환기(124)에 의해 응축되고, 상기 냉각탑(120)의 공냉식 열교환기(123)에서는 전달된 열을 제거한다. 또한, 피동 격납고 냉각 시스템(PCCS)의 공정은 도 2(b)와 같이 금속 격납고(120) 표면을 냉각시키는 방식으로 구현될 수 있다. 금속 격납고(120) 내부에서 생성된 고온의 증기는 상기 냉각탑(120)에서의 공기 흐름에 의해 금속 격납고(120)의 상부 영역에서 응축된다. 이에 따라, 본 발명에서는 자연 통풍(natural draft)되는 냉각탑(120)의 도입을 통해 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS) 및 피동 격납고 냉각 시스템(PCCS)의 안전 시스템을 개선할 수 있을 것으로 예상되며, 나아가 이를 통해 사고 상황에서 무한대의 또는 개선된 조치 시간(grace time)을 제공할 수 있게 된다.
또한, 도 3에서는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)의 구성도를 예시하고 있다. 도 3에서 볼 수 있는 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)은, 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)(130) 및 피동 격납고 냉각 시스템(PCCS)(150)을 포함하여 구성될 수 있으며, 나아가 건식/습식 냉각 시스템(140)을 더 포함하여 구성될 수도 있다.
본 발명에서는, 원자력 발전 안전 시스템(100)의 피동 안전 시스템(passive safety system) 중 주로 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)(130) 및 피동 격납고 냉각 시스템(PCCS)(150)을 중심으로 개선하였다. 도 3에서는 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)(130), 피동 격납고 냉각 시스템(PCCS)(150) 및 건식/습식 냉각 시스템(DWCS, Dry/Wet Cooling System)(140)으로 명명된 공냉 시스템(air cooling system)의 최종 열침원(ultimate heat sink) 파트를 포함하는 전체 시스템의 구성도를 예시하고 있다. 원자로 압력 용기(RPV)(131) 및 비상 주입 시스템(emergency injection system)은 외부 콘크리트 격납 건물에 내장되는 금속 격납고(110) 내부에 구비된다.
증기 생성기(SG, Steam Generator)는 원자로 압력 용기(PRV, Reactor Pressure Vessel)(131)에 내장되어 통합될 수 있다. 정상 동작시에는 핵분열 반응에 의한 열이 증기 생성기(SG)로 전달되고, 생성된 증기는 상기 통합된 원자로 압력 용기(PRV)(131)로부터 증기 배선을 따라 흐르게 된다. 위 증기는 주터빈을 구동시켜 전력을 생산하게 된다. 주응축기(main condenser) 파트에서는 사용된 증기가 응축되고, 응축된 물은 원자로 압력 용기(PRV)(131)로 다시 유입된다. 건식/습식 냉각 시스템(DWCS)(140)에서는, 주응축기에서 생성된 증기가 공냉식 응축기(air-cooled condenser)(141)로 유입되면서 외부에서 흐르는 공기와 분무 냉각재(flowing air and spray coolant)에 의해 응축된다.
이하, 상기 각 개별 안전 시스템(safety system) 별로 나누어 보다 자세하게 살핀다.
먼저, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)에서는, 도 4에서 볼 수 있는 바와 같이, 1차 혹은 2차 시스템과 연결되는 비상 냉각 탱크(ECT, Emergency Cooldown Tank)(132)를 이용한 비상 노심 냉각(emergency core cooling)을 위하여 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)(130)를 사용한다. 원자로 압력 용기(PRV)(131)에서 생성된 고온 증기는 비상 냉각 탱크(ECT)(132)에 잠기는 열교환기를 통해 응축되고, 응축된 냉각재는 1차측 또는 2차측으로 유입된다.
또한, 도 5에서 볼 수 있는 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)에서, 공냉식 응축기(air-cooled condenser)(141)를 구비하는 건식/습식 냉각 시스템(DWCS)(140)은 피동 안전 시스템의 작동 시간 및 운영자를 위한 조치 시간(grace time)을 늘려주는 보조 시스템으로 작동한다. 이때, 피동 잔열 제거 시스템(PRHRS)(130)의 열이 최종 방열판 또는 건식/습식 냉각 시스템(DWCS)(150)으로 전달되어 공냉식 응축기(air-cooled condenser)(141)를 통해 전달된 열이 제거된다.
또한, 도 6에서 볼 수 있는 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)에서, 금속 격납고(110) 표면에서의 열 전달은 격납고 냉각 탱크 (CCT, containment cooldown tank)(151) 및 상위 열침원(supreme heat sink)(152)에 의해 촉진된다. 생성된 열은 주로 두 가지 경로를 통해 제거될 수 있는데, 하나는 격납고 냉각 탱크(CCT)(151)에 의한 것이고, 다른 하나는 금속 격납고(110) 표면에 의한 것이다. 또한, 보조 장치로서 상위 열침원(supreme heat sink)(152)이 상기 금속 격납고(110) 표면에서의 열 제거 성능을 향상시키기 위해 사용된다. 금속 격납고(110) 용기로부터 전달되는 열이 증가함에 따라, 보조 붕소 주입 장치(153)가 활성화되어 상기 상위 열침원(supreme heat sink)(152)의 내부 압력을 완화하게 된다. 이러한 과정을 통해, 결과적으로 운영자의 조치 시간(grace time)이 향상될 수 있다.
나아가, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 안전 시스템(100)은 소형 모듈형 원자로(SMR)에도 적용하는 것이 가능하다. 그러나, 본 발명이 반드시 이에 한정되는 것은 아니며, 이외에도 현재 가동 중인 상업 원자력 발전소 또는 차세대 원자력 발전소 등 최종 열침원(ultimate heat sink)으로서 공기 냉각 방식이 적용 가능한 원자력 발전소라면 특별한 제한없이 적용이 가능하다.
특히, 소형 모듈형 원자로(SMR, Small Modular Reactor)은 우수한 부지 선택의 유연성, 낮은 투자비, 높은 안정성 등과 같은 잠재적 장점들로 인해 전세계적으로 관심을 받고 있다. 최근, 한국에서도 내재적으로 안전하고(naturally-safe) 자율 운전이 가능한(즉, ATOM(Autonomous Transportable On-demand Module)) 개량형 소형 모듈형 원자로(SMR)의 개념 개발에 대한 연구 프로젝트가 진행되고 있다. ATOM 시스템의 주요 설계 목적은 붕소-미사용 1차 냉각재 시스템(primary coolant system)에 초점을 맞추고 있다. 2차 시스템에 대해서는, 공냉식 SCO2 전력 변환 사이클(air-cooled SCO2 power conversion cycle)이 고려되고 있으며, 공냉식 응축 시스템(air-cooled condensate system)이 최종 열침원(ultimate heat sink)으로서 채택되었다. 위 공기 냉각 시스템(air cooling system)은 낭객수 부족이 명확히 예측되는 사막 등과 같은 극한의 환경 조건에서도 원활하게 동작할 것으로 기대된다.
새로운 소형 모듈형 원자로(SMR), 즉, ATOM 시스템의 개발에 대한 필요성 및 설계 목적으로 여러가지를 들 수 있다. 첫번째로서, ATOM 시스템에서는 제어봉(control rod) 이동의 제어 및 붕소 농도의 조절없이 자율 부하 추종 운전을 구현하는 것이 중요한 설계 요소(design feature)로서 고려되었다. 이와 관련하여, 본 연구 그룹은 지난 연구를 통해 무-용해성-붕소 (SBF, Soluble-Boron-Free) 시스템에서 원자로 출력(reactor power)이 전력 수요를 추종할 수 있음을 보고한 바 있다. 위 연구에서는 도 7에 도시된 바와 같이 단순 일괄 가압경수로 모델(simple lumped PWR model)을 시용하였고, 계산 결과치를 보면 전력 수요 변화에 따라 일간 부하 추종 운전(daily load-following operation)을 원활히 수행할 수 있는 충분한 가능성을 보여 주었다. 지난 연구에서의 이러한 개념을 ‘피동 일간 부하 추종 운전(PDLFO, passive daily load-following operation)’이라고 명명하였다.
또한, 도 8에서는, 3일간 피동 일간 부하 추종 운전(PDLFO)에서 능동 반응 제어(active reactivity control) 없이 증기 생성기(steam generator)(Γ)의 열 전달 용량(heat transfer capacity)이 변화하는 경우에 대하여, 전력 수요 변동 및 그에 추종하는 원자로 출력의 변화를 도시하고 있다. 결론적으로, 적절하게 구현된(well-established) 무-용해성-붕소(SBF) 소형 모듈형 원자로(SMR)라면 자율 운전이 구현될 수 있으며 이에 따라 전력 시스템 안정성이라는 장점도 제공할 수 있게 된다.
또한, 피동 일간 부하 추종 운전(PDLFO) 모드로 동작하는 소형 모듈형 원자로(SMR)을 구현하기 위해서는 원자로 시스템에서 추가적인 개선 사항들이 더 요구된다. 자율 소형 모듈형 원자로(SMR)는 1차 시스템(primary system)으로의 붕소 투입이 필요하지 않으므로, 모든 시스템 설계는 다시 검토되어 새롭게 개발되어야 한다. 또한, 다양한 사고 시나리오에서 원자로의 안전을 향상시키기 위한 안전 시스템의 개발도 요구된다.
나아가, 제안된 안전 시스템(safety system)의 타당성을 평가하는 것은 필수적인 과정이라 할 수 있다. 정량적인 평가를 위해서, MARS 코드를 통해 안전 시스템의 주요한 설계 파라미터의 범위를 결정하는 것이 필요하다. 제안된 여러 시스템에서 자연 순환(natural circulation)이 발생할 것으로 예상되기 때문에, 첫 단계로서 폐쇄형 1차 루프(primary loop)와 2차 파이프 시스템(secondary pipe system)을 사용하여 간단한 입력 모델(input model)을 개발하였다. 도 9는 ATOM 시스템에 대한 자연 순환을 위한 입력 모델의 구성도를 보여준다. 1차 루프에서 하부 가열 노심(lower heating core)과 상부 열교환 파트(upper heat exchange parts)는 가압기(pressurizer)로 연결된다. 열교환 체적(heat exchange volume)은 2차 시스템과 열적으로 연결(thermally linekd)된다.
설계 파라미터의 범위를 산출하기 위해 자연 순환 루프(natural circulation loop)의 질량 유량(mass flow rate)을 평가하였다. 먼저, 입력 모델의 타당성을 검증하기 위해 코드(code)와 이론 계산(theoretical calculation)을 사용하여 간단한 비교를 수행하였다. 1차 시스템은 자연 순환을 위한 폐루프이므로, 압력 강하(pressure drop)에 대한 마찰 및 형태 손실의 합(summation of friction and form losses)은 수학식 (1) 내지 수학식 (3)과 같이 표현될 수 있다. 이때, 코드 시뮬레이션에서는 단상 유동 조건(single-phase flow condition)이 적용되었다.
[수학식]
Figure pat00001
(1)
Figure pat00002
(2)
Figure pat00003
(3)
여기서,
Figure pat00004
및 LTC 는 각각 질량 유량 및 하부 가열 노심과 상부 열교환기 파트 사이의 열 중심의 길이에 해당한다. 하부 가열 노심 및 상부 열교환기 파트의 출구(outlets of the lower heating core and upper heat exchanger)에서 급격한 수축(KSC)이 발생하였고, 양측의 주입 파트(inlets parts) 모두에서 급격한 팽창(KSE)이 예상되었다. LTC가 6.5 m인 경우에 대한 코드 분석 결과는 도 10에서 볼 수 있는 바와 같이 분석 계산과 잘 일치한다.
또한, 도 11은 LTC 변화에 따른 질량 유량의 변화를 보여준다. 상기 수학식 (1)에서 볼 수 있는 바와 같이, 1차 루프의 자연 순환의 질량 유량은 열 중심 LTC의 길이에 비례한다. 하부 가열 파트에서의 인가 출력은 5 kW이고, LTC는 4.5 m에서 6.5 m로 변경되었다. 코드 분석 결과는 LTC에 대비할 때 질량 유량이 약간 증가함을 보여준다.
피동 열제거 공정(passive heat removal processes)은 사고 상황에서 원자로 압력 용기 (RPV) 및 금속 격납고에서 이루어질 것으로 예상되며, 나아가 MARS 코드가 정량적인 평가 및 설계 파라미터 범위의 산출에 사용되었다. 이에 따라, 자연 순환 루프(natural circulation loop)를 통해 간단한 비교 작업이 수행되었다. 계산 결과에 따르면 질량 유량(mass flow rate)은 LTC의 변화에 따라 약간 증가한다는 점이 확인되었다.
결국, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 안전 시스템(100)에서는, 냉각탑(110) 주변의 공기를 냉각탑(110) 하부로 진입시켜 원자로에서 생성된 열로 공기를 가열하고, 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 냉각탑(110) 상부로 방출하도록 함으로써, 사막 등 냉각수의 확보가 용이하지 못한 운전 환경뿐만 아니라 사고 상황에서도 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 원활하게 동작할 수 있으며, 나아가 사고 상황에서 무한대의 조치 시간(grace time)도 확보할 수 있을 뿐만 아니라, 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System) 및 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System) 등 피동 안전 시스템(passive safety system)과도 연결되어 해당 안전 시스템의 기능을 보조하는 역할도 수행함으로써 원전의 안전성을 효과적으로 증진시킬 수 있게 된다.
이상의 설명은 본 발명의 기술 사상을 예시적으로 설명한 것에 불과한 것으로서, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 다양한 수정 및 변형이 가능할 것이다. 따라서 본 발명에 기재된 실시예들은 본 발명의 기술 사상을 한정하기 위한 것이 아니라 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시예에 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호 범위는 아래의 청구범위에 의해서 해석되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술 사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.
100 : 원자력 발전 안전 시스템 110 : 원자로
120 : 냉각탑 121 : 하부 공기 유입구
122 : 상부 공기 배출구 123 : 공냉식 열교환기
124 : 피동식 열교환기 130 : 피동 잔열 제거 시스템
131 : 원자로 압력 용기 132 : 비상 냉각 탱크
140 : 건식/습식 냉각 시스템 141 : 공냉식 응축기
150 : 피동 격납고 냉각 시스템 151 : 격납고 냉각 탱크
152 : 상위 열침원 153 : 보조 붕소 주입 장치

Claims (9)

  1. 원자로를 내장하는 금속 격납고;
    상기 원자로에서 생성된 열을 냉각하는 최종 열침원(ultimate heat sink)으로 동작하는 냉각탑;을 포함하며,
    상기 냉각탑은,
    하부 공기 유입구를 통해 상기 냉각탑 외부의 공기를 유입하여 상기 원자로에서 생성된 열로 상기 공기를 가열하고,
    상기 가열된 공기를 자연 통풍(natural draft)에 의해 상부 공기 배출구를 통해 상기 냉각탑 외부로 배출하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 냉각탑은 상기 금속 격납고의 일부 또는 전부를 내장하여,
    사고 상황에서 상기 유입된 공기가 자연 통풍(natural draft)에 의해 상기 원자로의 붕괴열(decay heat)을 냉각하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 냉각탑은 공냉식 열교환기를 구비하며,
    상기 공냉식 열교환기는 상기 원자로에서 생성된 열을 전달받아 상기 유입된 공기와의 열교환을 수행하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 공냉식 열교환기는,
    상기 금속 격납고의 내부에 위치하는 피동식 열교환기와 연결되어,
    상기 원자로에서 생성된 열을 상기 공냉식 열교환기로 전달하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 원자로는,
    소형 모듈형 원자로(Small Modular Reactor)인 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  6. 제1항에 있어서,
    상기 원자력 발전 안전 시스템은,
    상기 금속 격납고 내부에 구비되는 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)와,
    상기 금속 격납고 외부에 구비되며 상기 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)와 연결되는 비상 냉각 탱크(Emergency Cooldown Tank)를 포함하여 구성되어,
    상기 원자로의 잔열을 제거하는 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  7. 제6항에 있어서,
    공냉식 응축기(air cooled condenser)를 포함하여 구성되어,
    상기 피동 잔열 제거 시스템(Passive Residual Heat Removal System)과 연동되어 상기 비상 냉각 탱크(Emergency Cooldown Tank)의 열을 냉각시키는 건식/습식 냉각 시스템(DWCS)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 원자력 발전 안전 시스템은,
    상기 원자로 내부에 구비되어 원자로 압력 용기(Reactor Pressure Vessel)를 내장하는 금속 격납고와,
    상기 금속 격납고 외부에 구비되는 격납고 냉각 탱크(containment cooldown tank) 및 상위 열침원(supreme heat sink)를 포함하여 구성되어,
    상기 금속 격납고를 냉각하는 피동 격납고 냉각 시스템(Passive Containment Cooling System)을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 상위 열침원(supreme heat sink)은,
    보조 붕소 주입 장치와 연동되어 상기 상위 열침원의 내부 압력을 완화하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 안전 시스템.
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