KR20200030553A - 고속 중성자 원자로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 확립하는 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 핵 공학 분야에 관한 것으로, 고속 중성자 원자로의 냉각 루프에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 확립하는데 사용될 수 있다. 펌핑 장비 없이 동적 순환 압력을 생성하기 위하여 그리고 반응기로부터의 열 전달의 부재에서 고속 중성자 원자로의 냉각 루프에서 액체 금속 냉각재의 원하는 자연 순환 방향을 제공하기 위하여, 충전되기 전에 루프의 상방 부분 및 하방 부분의 파이프 및 장비가 T1 및 Т2 의 온도로 각각 전기적으로 예열되고, 상기 온도는 부등식
Figure pct00003
을 만족시키는 조건에서 선택되고, 여기서, ρ1(T1) 은 상방 부분에서 파이프 및 장비의 온도 (T1) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고; ρ2(T2) 은 하방 부분의 파이프 및 장비의 온도 (T2) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고; ΔH1 은 상방 부분의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고; ΔH2 은 하방 부분의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고; ΔP 는 루프의 유압 저항이고; g 는 중력의 가속도이다. 루프에서 냉각재 순환 및 자연 순환 모드로의 전이의 스타트 업은 동시에 수행되고, 또한 루프의 상향 부분 및 하향 부분에서 액체 금속 냉각재의 각각의 밀도 (ρ1(T1) 및 ρ2(T2)) 의 차이의 결과로서 동적 순환 압력을 형성함으로써 원자로가 공칭 작동 파라미터에 도달하기 전에 수행된다.

Description

고속 중성자 원자로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 확립하는 방법
본 발명은 핵 공학 분야에 관한 것으로, 고속 중성자 원자로의 방열판에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하는데 사용될 수 있다.
본 발명에 가장 가까운 방법은 고속 중성자 원자로의 방열판에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하는 방법이고, 상기 방법은 방열판 회로의 상승 및 하강 유동 파이프들 및 장비를 예열하고 후속하여 냉각재로 충전하는 단계, 회로에서 냉각재의 순환을 시작하는 단계, 및 자연 순환 모드로 전환하는 단계를 포함한다 (G.B. Usynin, E.V. Kusmartsev Fast neutron reactors: Textbook for universities/Edited by F.M. Mitenkova - M,: Energoatomizdat, 1985 p. 197).
공지된 방법은 다음과 같다.
액체 금속 냉각재로 초기 충전하기 전에 (또는 검사 및 수리 후에) 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비의 온도는 주변 온도와 거의 같다. 충전 및 배수 시스템의 탱크에 위치한 액체 금속 냉각재는 약 200-250℃ 의 온도까지 가열된다. 따라서, 가열된 액체 금속 냉각재를 방열판 회로에 공급하기 전에, 액체 금속 냉각재의 과냉각 ("경화") 을 방지하기 위해 파이프들 및 장비는 동일한 온도로 가열되어야 한다. 가열을 위해, 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비 상에 설치되는 전기 히터가 사용된다. 그런 다음, 열 팽창을 보상하기 위한 탱크에서 요구되는 수준이 도달될 때까지 방열판 회로에는 가열된 냉각재가 공급된다. 냉각재로 회로의 상승 및 하강 구간을 충전한 후에 펌프를 사용하여 회로에서 강제 순환이 시작된다. 자연 순환 모드로의 이행은 원자로가 그의 정격 작동 파라미터에 도달한 후에 수행된다.
이러한 방법의 단점은, 순환을 시작할 때 그리고 원자로가 그의 정격 출력에 도달할 때까지의 강제 순환 모드에서 사용되는 펌핑 장비로 인해 회로에 추가적인 유압 저항이 존재한다는 것뿐만 아니라, 원자로부터의 열 전달 없이는 강제 순환 모드로부터 자연 순환 모드로 전환할 수 없다는 것이다.
본 발명의 목적은 고속 중성자 원자로의 방열판 회로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하기 위한 방법을 제공하는 것으로, 여기에는 강제 순환 모드가 없고, 또한 자연 순환 모드를 시작할 때를 포함하여 자연 순환 모드에서 그리고 원자로부터의 열 전달의 부재에서만, 즉 출력 상승 전에만 방열판 회로가 작동하고, 이는 원자로 및 원자로 설비 전체의 피동형 안전성 (passive safety) 을 보장한다.
본 발명의 기술적 결과는, 순환 구동 압력을 생성하고 원자로부터의 열 전달 없이 방열판에서 액체 금속 냉각재의 원하는 자연 순환 방향을 제공함으로써 자연 순환을 개시하는 것이다. 또한, 기술적 결과는 방열판 회로 내 펌핑 장비의 부족으로 인해 유압 저항을 크게 감소시키는 것이다.
구체적인 기술적 결과는, 본 발명에 따라, 고속 중성자 원자로의 방열판에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하는 공지된 방법은 방열판의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비를 예비 전기 가열한 후 가열된 냉각재로 충전하는 단계, 회로에서 냉각재의 순환을 시작하는 단계, 및 자연 순환으로 이행하는 단계를 포함하고, 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비는 이하의 부등식으로부터 선택되는 온도 (T1 및 T2) 까지 각각 예열되고,
Figure pct00001
,
여기서,
ρ1(T1) 은 상승 구간에서 파이프들 및 장비의 온도 (T1) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고;
ρ2(T2) 은 하강 구간에서 파이프들 및 장비의 온도 (T2) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고;
ΔH1 은 상승 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고;
ΔH2 은 하강 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고;
ΔP 는 회로의 유압 저항이고;
g 는 중력의 가속도이고,
회로에서 냉각재의 순환은 자연 순환 모드로의 이행과 동시에 시작되어, 회로의 상승 및 하강 구간에서 각각 액체 금속 냉각재의 밀도 (ρ1(T1) 및 ρ2(T2)) 의 차이로 인해 원자로가 그의 공칭 작동 파라미터에 도달할 때까지 수행된다는 사실에 의해 달성된다.
본 발명의 필수 기능의 조합은, 주요 열원에 연결함 없이 오로지 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비의 계산된 온도까지의 전기 가열로 인해, 따라서 그것들을 충전하는 냉각재의 온도 차이 (밀도 차이) 로 인해, 원자로의 방열판에서 자연 순환이 시작하는 것을 허용한다. 따라서, 원자로가 시작될 때, 방열판 회로는 이미 자연 순환 모드에서 작동할 것이고, 그에 따라 원자로 설비 전체의 피동형 안전성을 보장할 것이다. 프로토타입과 비교하여, 본 발명의 방법에는 강제 순환 모드가 없고, 이는 또한 원자력 안전성 (nuclear safety) 을 높이는데 기여한다.
본 발명의 본질은 도면에 의해 도시되고, 도 1 은 고속 중성자 원자로의 방열판 회로의 도면을 도시하고, 도 2 는 펌프를 사용함 없이 자연 순환이 전개되는 그래프를 도시한다.
방열판 회로는, 원자로 (미도시) 또는 제 1 원자로 회로 (미도시) 에 연결되는 열 교환기로서 사용될 수 있는 열원 (1) 을 포함한다. 열원 (1) 의 출구는 상승 파이프 (2) 에 의해 공기 열 교환기로서 사용되는 열 제거 디바이스 (3) 의 입구와 연결된다. 부분 전기 히터들 (4) 이 상승 파이프 (2) 상에 전체 길이를 따라 설치된다. 열 제거 디바이스 (3) 의 출구는 하강 파이프 (5) 에 의해 냉각재의 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6) 를 통해 열원 (1) 에 연결된다. 전기 히터들 (4) 과 유사한 부분 전기 히터들 (7) 이 하강 파이프 (5) 상에 전체 길이를 따라 설치된다. 방열판 회로는 밸브 (10) 를 구비한 배수 파이프 (9) 에 의해 충전 및 배수 시스템의 탱크 (8) 에 연결된다. 열원 (1), 열 제거 디바이스 (3) 및 냉각재의 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6) 에는 부분 전기 히터들 (미도시) 가 장착된다. 열 손실을 최소화하기 위해, 방열판 회로 (파이프들 (2, 5, 9), 열원 (1), 열 제거 디바이스 (3) 및 냉각재의 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6)) 에는 단열부 (미도시) 가 제공된다.
방법은 다음과 같다.
나트륨으로서 사용되는 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하기 위해, 연구용 고속 중성자 원자로의 방열판 회로에서 이하의 동작 시퀀스가 수행된다. 부분 전기 히터들 (4, 7) 은 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비를 각각 계산된 온도들 (T1 = 230℃ 및 T2 = 210℃) 까지 가열하기 위해 스위치 온된다. 동시에, 전류 조절기들의 설정은, 열원 (1) 의 경우 230℃, 상승 파이프 (2) 의 경우 230℃, 열 제거 디바이스 (3) 의 경우 210℃, 하강 파이프 (5) 및 냉각재의 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6) 의 경우 210℃ 의 온도로 가열 및 유지하는 것을 제공한다. 그런 다음, 방열판 회로의 비움 및 아르곤 충전이 순차적으로 수행되고, 방열판 회로 가스 매체의 요구되는 조성에 도달한 후에, 밸브 (10) 를 개방함으로써, 충전 및 배수 시스템의 탱크 (8) 로부터 배수 파이프 (9) 를 통해 방열판 회로로 2m3/h 의 유량 및 225℃ 의 온도로 나트륨이 공급된다. 스타트 업 모드에서, 열원 (1) 은 열 교환기로서 작동하지 않고, 냉각재의 통과를 위해서만 사용된다. 나트륨이 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6) 에서 필요한 수준에 도달되면, 밸브 (10) 는 폐쇄된다. 열 팽창을 보상하기 위한 탱크 (6) 의 기공 내 압력은 0.14MPa 로 상승한다. 방열판 회로를 충전하는 프로세스에서, 나트륨 냉각재는 회로의 파이프 벽과 장비의 온도를 수용하고, 그 결과 자연 순환의 구동 압력이 원하는 방향으로 생성된다. 도 2 에 도시된 바와 같이, 상승 파이프 (2) 및 하강 파이프 (5) 의 벽의 초기 온도 차이 (T1 및 T2) 에 의해 생성된 자연 순환 압력의 영향 하에서, 나트륨 유량은 150s 동안 0 에서 3.76 kg/s 의 안정화된 값으로 증가한 후 일정하게 유지된다. 자연 순환의 정상 상태에서, 열 제거 디바이스 (3) 는 하강 구간의 입구에서 냉각재의 온도의 필요한 감소를 제공한다. 회로 요소들의 입구 및 출구에서의 나트륨의 온도는 열원 (1) 의 입구에서 210℃ 이고, 열원 (1) 의 출구에서 225℃ 이고, 열 제거 디바이스 (3) 의 입구에서 230℃ 이고, 열 제거 디바이스 (3) 의 출구에서 210℃ 이다. 온도들 (T1 및 T2) 을 계산하기 위해, 다음의 값들이 사용되었다: 열원 (1) 의 출구 높이: 6.2m, 열 제거 디바이스 (3) 의 입구 높이: 11.1m, 열 제거 디바이스 (3) 의 출구 높이: 8.4m, 열원 (1) 의 입구 높이: 6.9m, 상승 구간의 냉각재 밀도 (ρ1(T1)): 896 kg/m3, 하강 구간의 냉각재 밀도 (ρ2(T2)): 901 kg/m3, 상승 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이 (ΔH1): 4.9m, 하강 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이 (ΔH2): 1.5m, 회로의 유압 저항: 1,600 Pa.

Claims (1)

  1. 고속 중성자 원자로의 방열판 회로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하기 위한 방법으로서,
    상기 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비를 예열하고 후속하여 가열된 냉각재로 충전하는 단계, 상기 방열판 회로에서 냉각재 순환을 시작하는 단계, 및 자연 순환 모드로 전환하는 단계를 포함하고,
    상기 방열판 회로의 상승 및 하강 구간의 파이프들 및 장비는 이하의 부등식으로부터 선택되는 온도 (T1 및 T2) 까지 각각 전기 가열에 의해 예열되고:
    Figure pct00002
    ,
    여기서,
    ρ1(T1) 은 상승 구간에서 파이프들 및 장비의 온도 (T1) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고;
    ρ2(T2) 은 하강 구간에서 파이프들 및 장비의 온도 (T2) 에서의 액체 금속 냉각재의 밀도이고;
    ΔH1 은 상승 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고;
    ΔH2 은 하강 구간의 입구와 출구 사이의 높이 차이이고;
    ΔP 는 회로의 유압 저항이고;
    g 는 중력의 가속도이고,
    상기 방열판 회로에서 냉각재의 순환은 자연 순환 모드로의 이행과 동시에 시작되어, 상기 방열판 회로의 상승 및 하강 구간에서 각각 액체 금속 냉각재의 밀도 차이 (ρ1(T1) 및 ρ2(T2)) 로 인해 순환 구동 압력을 생성함으로써 원자로가 공칭 작동 파라미터에 도달할 때까지 수행되는 것을 특징으로 하는, 고속 중성자 원자로의 방열판 회로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 조직하기 위한 방법.
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111524619B (zh) * 2020-06-19 2022-06-07 中国核动力研究设计院 一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法
CN111951987B (zh) * 2020-09-04 2022-07-29 东南大学 一种小型模块化反应堆冷却剂系统及应用其的实验方法
RU2762391C1 (ru) * 2021-06-27 2021-12-20 Виталий Алексеевич Узиков Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20050071735A (ko) * 2004-01-02 2005-07-08 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
KR20100072374A (ko) * 2007-11-15 2010-06-30 더 스테이트 오브 오레곤 액팅 바이 앤드 쓰루 더 스테이트 보드 오브 하이어 에쥬케이션 온 비해프 오브 오레곤 스테이트 유니버시티 핵 반응기를 위한 안정적인 시동 시스템

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2451616A2 (fr) * 1979-02-09 1980-10-10 Electricite De France Perfectionnements aux circuits caloporteurs secondaires pour reacteurs nucleaires refroidis par du sodium liquide
GB2076618B (en) * 1980-05-23 1984-02-01 Daido Ind Preheater for mounting in a well tube
JPS5786090A (en) 1980-11-17 1982-05-28 Tokyo Shibaura Electric Co Auxiliary core cooling device
JPS6029225U (ja) 1983-08-03 1985-02-27 株式会社日立製作所 オーバフロ管の予熱装置
JPS6120893A (ja) 1984-07-06 1986-01-29 株式会社東芝 液体金属冷却装置
US5021211A (en) * 1989-07-25 1991-06-04 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US5202083A (en) * 1992-02-28 1993-04-13 Atomic Energy Of Canada Limited Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
RU2188472C2 (ru) * 2000-11-08 2002-08-27 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Способ передачи тепловой энергии источника рабочему телу энергетической установки посредством жидкометаллического теплоносителя
JP2003262690A (ja) * 2002-03-11 2003-09-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 崩壊熱除去システム
RU2212066C1 (ru) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем
JP5624355B2 (ja) 2010-04-21 2014-11-12 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
CN103021483B (zh) 2012-12-31 2015-08-19 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态金属冷却自然循环反应堆的辅助加热系统
CN103366838B (zh) * 2013-07-17 2015-08-12 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆缓冲盐自然循环冷却系统
RU2545098C1 (ru) * 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
CN105551551B (zh) * 2015-12-17 2018-04-20 中国原子能科学研究院 一种不需要常规岛投入的池式钠冷快堆低功率运行方法
CN106409353B (zh) * 2016-09-26 2018-09-07 南华大学 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20050071735A (ko) * 2004-01-02 2005-07-08 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
KR20100072374A (ko) * 2007-11-15 2010-06-30 더 스테이트 오브 오레곤 액팅 바이 앤드 쓰루 더 스테이트 보드 오브 하이어 에쥬케이션 온 비해프 오브 오레곤 스테이트 유니버시티 핵 반응기를 위한 안정적인 시동 시스템

Also Published As

Publication number Publication date
HUE055875T2 (hu) 2021-12-28
BR112020001519A2 (pt) 2020-09-08
ZA202000528B (en) 2021-05-26
WO2019022640A1 (ru) 2019-01-31
EP3660862B1 (en) 2021-07-07
CN110959182A (zh) 2020-04-03
CA3070834A1 (en) 2019-01-31
KR102188486B1 (ko) 2020-12-08
US20200161008A1 (en) 2020-05-21
RU2017126521A (ru) 2019-01-24
EP3660862A1 (en) 2020-06-03
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