KR20220020586A - Nuclear power load response generation system using thermal energy storage system - Google Patents

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KR20220020586A KR1020200101074A KR20200101074A KR20220020586A KR 20220020586 A KR20220020586 A KR 20220020586A KR 1020200101074 A KR1020200101074 A KR 1020200101074A KR 20200101074 A KR20200101074 A KR 20200101074A KR 20220020586 A KR20220020586 A KR 20220020586A
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Abstract

The present invention relates to a nuclear power load response generating system. The system comprises: a thermal energy storing system interconnecting with a second system of a nuclear power plant and storing surplus energy branched from the second system; and a turbine generating system generating load response power by using thermal energy stored in the thermal energy storing system. The turbine generating system starts a generating cycle based on the thermal energy storing system through a heater bypassing method.

Description

열에너지 저장 시스템을 활용한 원자력 부하대응 발전 시스템{NUCLEAR POWER LOAD RESPONSE GENERATION SYSTEM USING THERMAL ENERGY STORAGE SYSTEM}Nuclear load response generation system using thermal energy storage system {NUCLEAR POWER LOAD RESPONSE GENERATION SYSTEM USING THERMAL ENERGY STORAGE SYSTEM

본 발명은 열에너지 저장 시스템을 활용한 원자력 부하대응 발전 시스템에 관한 것으로, 보다 구체적으로는 열에너지 저장 시스템 기반의 폐쇄 브레이튼 사이클(Closed　Brayton cycle)을 안정적으로 시동할 수 있는 원자력 부하대응 발전 시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a nuclear load response power generation system using a thermal energy storage system, and more particularly, to a nuclear load response power generation system capable of stably starting a closed Brayton cycle based on a thermal energy storage system. will be.

원자력 발전소는 원자력을 이용하여 전력을 생산하는 발전소이다. 원자핵이 붕괴하거나 핵 반응을 일으킬 때 방출되는 에너지를 이용하여 전력을 생산하는 시설을 갖춘 곳이다.A nuclear power plant is a power plant that uses nuclear power to produce electricity. It is a place equipped with a facility to generate electricity using the energy released when an atomic nucleus decays or initiates a nuclear reaction.

도 1은 일반적인 원자력 발전소의 계통 구조를 나타내는 도면이다. 도 1에 도시된 바와 같이, 원자력 발전소(10)는 핵 증기 관련 설비 계통인 1차 계통(primary system, 11)과 터빈 발전기 관련 설비 계통인 2차 계통(secondary system, 12)으로 분류될 수 있다.1 is a diagram showing the system structure of a typical nuclear power plant. As shown in FIG. 1 , the nuclear power plant 10 may be classified into a primary system 11 , which is a nuclear steam-related facility system, and a secondary system 12 , which is a turbine generator-related facility system. .

1차 계통(11)은 감속재 및 냉각재로 경수를 사용하며, 원자로 내의 연료다발에서 열을 흡수하여 증기발생기를 통해 증기를 발생시키는 원자력 발전소의 핵심 계통이다. 한편, 2차 계통(12)은 핵 증기 공급 계통에서 증기 발생기를 통해 발생한 증기의 열에너지를 동력, 즉 전기에너지로 변환시켜주는 계통으로 일반 화력발전소의 계통과 유사하다. The primary system 11 is a core system of a nuclear power plant that uses light water as a moderator and a coolant, and generates steam through a steam generator by absorbing heat from a fuel bundle in the nuclear reactor. On the other hand, the secondary system 12 is a system that converts thermal energy of steam generated through the steam generator in the nuclear steam supply system into power, that is, electrical energy, and is similar to the system of a general thermal power plant.

이러한 1/2차 계통 구조를 갖는 원자력 발전은 소량의 핵 연료로 막대한 에너지를 얻을 수 있을 뿐만 아니라 화석 연료와는 달리 이산화탄소(CO2)와 같은 환경오염물질의 배출이 없어 환경보전 차원에서도 지속적인 개발이 불가피한 실정이다.Nuclear power generation with such a secondary system structure can obtain enormous energy with a small amount of nuclear fuel, and unlike fossil fuels, there is no emission of environmental pollutants such as carbon dioxide (CO 2 ), so it is continuously developed in terms of environmental conservation. This is an unavoidable situation.

한편, 국제 기후 협약에 따른 탄소 배출량을 의무적으로 줄이게 되면서, 신 재생 에너지의 비율이 점점 높아지는 추세이다. 이러한 신 재생 에너지 중 태양광 에너지의 증가로 인해 태양광 에너지가 최대가 되는 정오에 다다르면 전력 계통에서 공급 과잉이 일어나 기존 발전 시스템들은 발전량을 줄여야 한다. 그런데, 기존 화력 발전이나 가스 발전의 경우 출력 조절이 용이하나, 원자력 발전의 경우 1차 계통의 핵 연료 및 피복관 등의 건전성 문제로 출력 감발이 쉽지 않아 부하 대응 능력이 떨어지는 문제가 있다. 따라서, 전력 계통 상에서 신 재생 에너지원의 출력 변동성에 따라 공급 과잉이 발생하는 경우, 원자력 발전소의 1차 계통에 미치는 영향을 최소화하면서 해당 발전소의 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템에 저장할 수 있는 연계 시스템에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 이러한 연계 시스템은, 공급 과잉 시, 열에너지 저장 시스템에 잉여 에너지를 저장하고, 추가 전력 필요 시, 열에너지 저장 시스템의 발전 사이클을 통해 추가 전력을 생산한다.On the other hand, as carbon emissions are compulsorily reduced according to international climate agreements, the proportion of new and renewable energy is gradually increasing. Among these renewable energies, when solar energy reaches its maximum at noon due to the increase in solar energy, there is an oversupply in the power system, and existing power generation systems must reduce the amount of power generation. However, in the case of conventional thermal power generation or gas power generation, it is easy to control the output, but in the case of nuclear power generation, it is not easy to reduce the output due to the soundness of the primary system nuclear fuel and cladding, so there is a problem that the load response ability is lowered. Therefore, when an oversupply occurs due to the output variability of new and renewable energy sources on the power system, the surplus energy of the power plant can be stored in the thermal energy storage system while minimizing the impact on the primary system of the nuclear power plant. Research is actively underway. Such a linked system stores surplus energy in the thermal energy storage system in case of oversupply, and when additional power is required, additional electricity is generated through the power generation cycle of the thermal energy storage system.

열에너지 저장 시스템의 여러 타입 중 고온 탱크와 저온 탱크를 사용하는 열에너지 저장 시스템이 태양광 발전소와의 연계에 많이 사용되면서 상용화가 많이 진행되었고, 기술 성숙도가 높은 장점이 있다. 상기 열에너지 저장 시스템의 열 전달 매질(유체)로는 높은 열 용량과 낮은 비용이라는 장점을 가진 HITEC salt가 많이 사용되고 있다. 그리고, 열에너지 저장 시스템 기반의 발전 사이클로는 대부분의 시간대에 전력을 생산하지 않다가 추가 전력이 요구될 시 전력을 생산하기 때문에 시동 시간이 짧은 폐쇄 브레이튼 사이클이 주목 받고 있다. 상기 폐쇄 브레이튼 사이클의 작동 유체로는 초임계 이산화탄소(S-CO2)가 관심을 받고 있다.Among the various types of thermal energy storage systems, thermal energy storage systems using high-temperature tanks and low-temperature tanks have been widely used in connection with solar power plants, and commercialization has progressed a lot, and there is an advantage of high technological maturity. As a heat transfer medium (fluid) of the thermal energy storage system, HITEC salt having the advantages of high heat capacity and low cost is widely used. In addition, the closed Brayton cycle with a short start-up time is attracting attention because the thermal energy storage system-based power generation cycle does not produce power most of the time and generates power when additional power is required. As the working fluid of the closed Brayton cycle, supercritical carbon dioxide (S-CO 2 ) is of interest.

그런데, 열에너지 저장 시스템의 발전 사이클은 첨두 부하 때만 가동이 되므로 매번 시동과 정지를 반복해야 한다. 따라서, 발전 사이클의 시동 과정이 중요한데, 시동 될 때 발전 사이클 작동 유체(S-CO2)의 온도가 설계점 온도보다 낮다. 이로 인해, 도 2에 도시된 바와 같이, 열에너지 저장 시스템의 열 전달 매질인 HITEC salt가 히터에서 발전 사이클 작동 유체(S-CO2)와 열 교환을 할 때, 상기 HITEC salt의 온도가 녹는점 이하로 내려가 응고되는 문제가 발생할 수 있다. 따라서, 열 전달 매질의 응고를 방지하면서 폐쇄 브레이튼 사이클의 출력을 안전하게 증발할 수 있는 시동 기술이 필요하다.However, since the power generation cycle of the thermal energy storage system is operated only during peak load, starting and stopping must be repeated every time. Therefore, the starting process of the power generation cycle is important, and the temperature of the power generation cycle working fluid (S-CO 2 ) when starting is lower than the design point temperature. For this reason, as shown in FIG. 2, when the HITEC salt, which is the heat transfer medium of the thermal energy storage system, exchanges heat with the power generation cycle working fluid (S-CO 2 ) in the heater, the temperature of the HITEC salt is below the melting point It may go down and cause a coagulation problem. Therefore, there is a need for a starting technique that can safely evaporate the output of a closed Brayton cycle while preventing solidification of the heat transfer medium.

본 발명은 전술한 문제 및 다른 문제를 해결하는 것을 목적으로 한다. 또 다른 목적은 원자력 발전소의 2차 계통 시스템과 열에너지 저장 시스템 간의 연계를 통해 상기 원자력 발전소의 부하 대응 능력을 향상시킬 수 있는 원자력 부하대응 발전 시스템을 제공함에 있다.SUMMARY OF THE INVENTION The present invention aims to solve the above and other problems. Another object of the present invention is to provide a nuclear load response power generation system capable of improving the load response capability of the nuclear power plant through the connection between the secondary system of the nuclear power plant and the thermal energy storage system.

또 다른 목적은 히터 우회를 활용하여 열에너지 저장 시스템 기반의 발전 사이클을 안정적으로 시동할 수 있는 원자력 부하대응 발전 시스템을 제공함에 있다.Another object is to provide a nuclear load response power generation system capable of stably starting a power generation cycle based on a thermal energy storage system by utilizing heater bypass.

상기 또는 다른 목적을 달성하기 위해 본 발명의 일 측면에 따르면, 원자력 발전소의 2차 계통과 연계되어, 상기 2차 계통에서 분기되는 잉여 에너지를 저장하는 열에너지 저장 시스템; 및 상기 열에너지 저장 시스템에 저장된 열에너지를 이용하여 부하 대응 전력을 생산하는 터빈 발전 시스템을 포함하되, 상기 터빈 발전 시스템은 히터 우회 방식을 통해 상기 열에너지 저장 시스템 기반의 발전 사이클을 시동하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템을 제공한다.According to one aspect of the present invention in order to achieve the above or other object, a thermal energy storage system for storing surplus energy branched from the secondary system in connection with the secondary system of the nuclear power plant; and a turbine power generation system for generating load-responsive power using the heat energy stored in the heat energy storage system, wherein the turbine power generation system starts a power generation cycle based on the heat energy storage system through a heater bypass method. A load response power generation system is provided.

좀 더 바람직하게는, 상기 열에너지 저장 시스템은 열 교환기, 고온 탱크, 저온 탱크 및 열 전달 유체를 포함하는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 열 전달 유체는 HITEC salt임을 특징으로 한다. More preferably, the thermal energy storage system comprises a heat exchanger, a hot tank, a cold tank and a heat transfer fluid. In addition, the heat transfer fluid is characterized in that the HITEC salt.

좀 더 바람직하게는, 상기 터빈 발전 시스템은 히터, 터빈, 히터 우회 밸브, 결합 밸브, 복열기, 냉각기, 압축기, 발전기 및 작동 유체를 포함하는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 터빈 발전 시스템은 히터 우회 밸브와 결합 밸브 사이에 배치되어, 상기 결합 밸브에서 상기 히터 우회 밸브 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 팽창 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.More preferably, the turbine power generation system comprises a heater, a turbine, a heater bypass valve, a coupling valve, a recuperator, a cooler, a compressor, a generator and a working fluid. In addition, the turbine power generation system is disposed between the heater bypass valve and the coupling valve, characterized in that it further comprises an expansion valve for preventing a reverse flow of the working fluid in the direction of the heater bypass valve from the coupling valve.

좀 더 바람직하게는, 상기 히터 우회 밸브는 복열기를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 히터로 공급하고, 나머지를 터빈의 출구 방향으로 공급하는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 히터 우회 밸브는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 터빈의 출구 방향으로 분기되는 작동 유체의 양을 조절하는 것을 특징으로 한다. More preferably, the heater bypass valve is characterized in that the working fluid that has passed through the recuperator is branched to supply some to the heater, and the rest to the outlet of the turbine. In addition, the heater bypass valve, according to a control command of the control device, characterized in that to adjust the amount of the working fluid branched in the exit direction of the turbine.

좀 더 바람직하게는, 상기 터빈 발전 시스템은 히터, 터빈, 히터 우회 밸브, 분기 밸브, 제1 및 제2 결합 밸브, 제1 및 제2 복열기, 냉각기, 제1 및 제2 압축기, 발전기 및 작동 유체를 포함하는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 터빈 발전 시스템은 히터 우회 밸브와 제1 결합 밸브 사이에 배치되어, 상기 제1 결합 밸브에서 상기 히터 우회 밸브 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 팽창 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 한다. More preferably, the turbine power generation system comprises a heater, a turbine, a heater bypass valve, a branch valve, first and second combined valves, first and second recuperators, a cooler, first and second compressors, a generator and an actuator. It is characterized in that it contains a fluid. In addition, the turbine power generation system further comprises an expansion valve disposed between the heater bypass valve and the first coupling valve to prevent a reverse flow of the working fluid from the first coupling valve to the heater bypass valve. do.

좀 더 바람직하게는, 상기 히터 우회 밸브는 제1 복열기를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 히터로 공급하고, 나머지를 터빈의 출구 방향으로 공급하는 것을 특징으로 한다. 또한, 상기 작동 유체는 초임계 이산화탄소(S-CO2)임을 특징으로 한다.More preferably, the heater bypass valve is characterized in that the working fluid that has passed through the first recuperator is branched to supply some to the heater, and the rest to the outlet of the turbine. In addition, the working fluid is supercritical carbon dioxide (S-CO 2 ) It is characterized in that.

본 발명의 실시 예들에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템의 효과에 대해 설명하면 다음과 같다.The effect of the nuclear load response power generation system according to embodiments of the present invention will be described as follows.

본 발명의 실시 예들 중 적어도 하나에 의하면, 원자력 발전소의 2차 계통과 연계하여 상기 2차 계통에서 생성되는 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템에 저장함으로써, 상기 원자력 발전소의 1차 계통에 미치는 영향을 최소화하면서 상기 원자력 발전소의 부하 대응 능력을 크게 향상시킬 수 있다는 장점이 있다.According to at least one of the embodiments of the present invention, by storing the surplus energy generated in the secondary system in connection with the secondary system of the nuclear power plant in a thermal energy storage system, the impact on the primary system of the nuclear power plant is minimized while There is an advantage in that the load response capability of the nuclear power plant can be greatly improved.

또한, 본 발명의 실시 예들 중 적어도 하나에 의하면, 인벤토리(inventory) 조절과 터빈 우회를 사용할 필요 없이 히터 우회를 활용하여 열에너지 저장 시스템 기반의 폐쇄 브레이튼 사이클을 시동함으로써, 상기 열에너지 저장 시스템의 열 전달 유체가 작동 유체와의 열 교환 과정에서 응고되는 현상을 효과적으로 방지할 수 있는 장점이 있다.In addition, according to at least one of the embodiments of the present invention, by starting a closed Brayton cycle based on a thermal energy storage system using a heater bypass without the need to use inventory control and turbine bypass, heat transfer of the thermal energy storage system There is an advantage in that it is possible to effectively prevent the fluid from solidifying during heat exchange with the working fluid.

다만, 본 발명의 실시 예들에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템이 달성할 수 있는 효과는 이상에서 언급한 것들로 제한되지 않으며, 언급하지 않은 또 다른 효과들은 아래의 기재로부터 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.However, the effects that can be achieved by the nuclear load response power generation system according to the embodiments of the present invention are not limited to those mentioned above, and other effects not mentioned are common in the technical field to which the present invention belongs from the description below. It will be clearly understood by those with the knowledge of

도 1은 일반적인 원자력 발전소의 계통 구조를 나타내는 도면;
도 2는 작동 유체의 히터 인입구 온도와 질량 유량에 따른 저온 탱크 온도를 나타내는 도면;
도 3은 본 발명의 일 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템의 전체 구성도;
도 4는 도 3의 원자력 부하대응 발전 시스템의 충전 과정을 나타내는 도면;
도 5는 도 3의 원자력 부하대응 발전 시스템의 방전 과정을 나타내는 도면;
도 6은 본 발명의 다른 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템의 전체 구성도;
도 7은 도 6의 원자력 부하대응 발전 시스템의 충전 과정을 나타내는 도면;
도 8은 도 6의 원자력 부하대응 발전 시스템의 방전 과정을 나타내는 도면.1 is a view showing the system structure of a typical nuclear power plant;
2 is a diagram showing the temperature of the low temperature tank according to the heater inlet temperature and the mass flow rate of the working fluid;
3 is an overall configuration diagram of a nuclear load response power generation system according to an embodiment of the present invention;
Figure 4 is a view showing a charging process of the nuclear load response power generation system of Figure 3;
5 is a view showing a discharge process of the nuclear load response power generation system of FIG. 3;
6 is an overall configuration diagram of a nuclear load response power generation system according to another embodiment of the present invention;
7 is a view showing a charging process of the nuclear load response power generation system of FIG. 6;
8 is a view showing a discharge process of the nuclear load response power generation system of FIG.

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.In describing the embodiments disclosed in this specification, if it is determined that detailed descriptions of related known technologies may obscure the gist of the embodiments disclosed in this specification, the detailed description thereof will be omitted. In addition, the accompanying drawings are only for easy understanding of the embodiments disclosed in the present specification, and the technical spirit disclosed herein is not limited by the accompanying drawings, and all changes included in the spirit and scope of the present invention , should be understood to include equivalents or substitutes.

한편, 이하 본 명세서에서 어떠한 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어"있다거나 "접속되어"있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떠한 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어"있다거나 또는 "직접 접촉되어"있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다. 구성요소들 간의 관계를 설명하기 위한 다른 표현들, 즉 "~사이에"와 "바로 ~사이에" 또는 "~에 인접하는"과 "~에 직접 인접하는"등의 표현도 마찬가지로 해석되어야 한다.On the other hand, when a component is referred to as "connected" or "connected" to another component in the present specification, it may be directly connected or connected to the other component, but other components in the middle It should be understood that there may be On the other hand, when it is said that a certain element is "directly connected" or "directly contacted" with another element, it should be understood that no other element is present in the middle. Other expressions for describing the relationship between elements, that is, expressions such as "between" and "immediately between" or "adjacent to" and "directly adjacent to", should be interpreted similarly.

또한, 본 명세서에서 사용하는 용어는 단지 특정한 실시 예를 설명하기 위해 사용된 것으로서, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 명세서에서 "포함한다" 또는 "가지다"등의 용어는 실시된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징이나 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.In addition, the terms used herein are used only to describe specific embodiments, and are not intended to limit the present invention. The singular expression includes the plural expression unless the context clearly dictates otherwise. In the present specification, terms such as "comprises" or "have" are intended to designate the existence of an embodied feature, number, step, operation, component, part, or combination thereof, one or more other features or numbers, It should be understood that the existence or addition of steps, operations, components, parts or combinations thereof is not precluded in advance.

본 발명은 원자력 발전소의 2차 계통 시스템과 열에너지 저장 시스템 간의 연계를 통해 상기 원자력 발전소의 부하 대응 능력을 향상시킬 수 있는 원자력 부하대응 발전 시스템을 제안한다. 또한, 본 발명은 히터 우회를 활용하여 열에너지 저장 시스템 기반의 발전 사이클을 안정적으로 시동할 수 있는 원자력 부하대응 발전 시스템을 제안한다.The present invention proposes a nuclear load response power generation system capable of improving the load response capability of the nuclear power plant through the connection between the secondary system of the nuclear power plant and the thermal energy storage system. In addition, the present invention proposes a nuclear load response power generation system capable of stably starting a power generation cycle based on a thermal energy storage system by utilizing a heater bypass.

이하에서는, 본 발명의 다양한 실시 예들에 대하여, 도면을 참조하여 상세히 설명한다.Hereinafter, various embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the drawings.

도 3은 본 발명의 일 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템의 전체 구성도이고, 도 4는 도 3의 원자력 부하대응 발전 시스템의 충전 과정을 나타내는 도면이고, 도 5는 도 3의 원자력 부하대응 발전 시스템의 방전 과정을 나타내는 도면이다.3 is an overall configuration diagram of a nuclear load response power generation system according to an embodiment of the present invention, FIG. 4 is a view showing a charging process of the nuclear load response power generation system of FIG. 3, and FIG. 5 is a nuclear load response power generation system of FIG. It is a diagram showing the discharge process of the power generation system.

도 3 내지 도 5를 참조하면, 본 발명의 일 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템(100)은 열 전달 유체를 통해 열에너지를 저장하는 열에너지 저장 시스템(110)과, 상기 열에너지를 기반으로 부하 대응 전력을 생산하는 터빈 발전 시스템(120)으로 구성될 수 있다. 한편, 도면에 도시되고 있지 않지만, 상기 원자력 부하 대응 발전 시스템(100)은 열에너지 저장 시스템(110) 및 터빈 발전 시스템(120)의 동작을 전반적으로 제어할 수 있는 제어장치(미도시)를 더 포함할 수 있다.3 to 5 , the nuclear load response power generation system 100 according to an embodiment of the present invention includes a thermal energy storage system 110 that stores thermal energy through a heat transfer fluid, and a load response based on the thermal energy It may be configured as a turbine power generation system 120 for generating electric power. On the other hand, although not shown in the drawings, the nuclear load response power generation system 100 further includes a control device (not shown) that can control the overall operation of the thermal energy storage system 110 and the turbine power generation system 120 . can do.

열에너지 저장 시스템(110)은, 원자력 발전의 2차 계통(50)과 연계되어, 상기 2차 계통(50)에서 분기되는 잉여 에너지를 열 탱크(heat tank)에 저장하는 역할을 수행할 수 있다. 상기 열에너지 저장 시스템(110)은 열 교환기(111), 고온 탱크(112) 및 저온 탱크(113)를 포함할 수 있다.The thermal energy storage system 110 may serve to store surplus energy branched from the secondary system 50 in a heat tank in connection with the secondary system 50 of nuclear power generation. The thermal energy storage system 110 may include a heat exchanger 111 , a high temperature tank 112 , and a low temperature tank 113 .

열 교환기(111)는 원자력 발전의 2차 계통(50)에서 일부 분기되어 배출되는 증기와 저온 탱크(113)에서 배출되는 열 전달 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 즉, 열 교환기(111)는 원자력 발전의 2차 계통(50)으로부터 유입되는 잉여 에너지의 열을 흡수하고, 상기 흡수된 열을 저온 탱크(113)로부터 유입되는 열 전달 유체로 전달할 수 있다. 이러한 열 교환기(111)를 통과한 증기는 원자력 발전의 2차 계통(50)으로 복귀하게 되고, 해당 열 교환기(111)를 통과한 열 전달 유체는 고온 탱크(112)로 이동하게 된다. The heat exchanger 111 may perform a heat exchange process between the partially branched and discharged steam from the secondary system 50 of nuclear power and the heat transfer fluid discharged from the low-temperature tank 113 . That is, the heat exchanger 111 may absorb the heat of the surplus energy flowing in from the secondary system 50 of nuclear power generation, and transfer the absorbed heat to the heat transfer fluid flowing in from the low-temperature tank 113 . The steam that has passed through the heat exchanger 111 returns to the secondary system 50 of nuclear power generation, and the heat transfer fluid that has passed through the heat exchanger 111 moves to the high-temperature tank 112 .

고온 탱크(112)는 열 교환기(111)를 거치면서 열을 흡수한 고온의 열 전달 유체를 저장할 수 있다. 상기 고온 탱크(112)는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 기 저장된 열 전달 유체를 터빈 발전 시스템(120)의 히터(121)로 제공할 수 있다. The high-temperature tank 112 may store a high-temperature heat transfer fluid that has absorbed heat while passing through the heat exchanger 111 . The high-temperature tank 112 may provide a pre-stored heat transfer fluid to the heater 121 of the turbine power generation system 120 according to a control command of the controller.

저온 탱크(113)는 히터(121)를 거치면서 열을 빼앗긴 저온 상태의 열 전달 유체를 저장할 수 있다. 상기 저온 탱크(113)는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 기 저장된 열 전달 유체를 열 교환기(111)로 제공할 수 있다.The low-temperature tank 113 may store a low-temperature heat transfer fluid from which heat is taken through the heater 121 . The low-temperature tank 113 may provide a pre-stored heat transfer fluid to the heat exchanger 111 according to a control command of the controller.

열 전달 유체는 열에너지 저장 시스템(110)을 순환하면서 작동 유체와의 열 교환 처리를 수행하는데 사용된다. 상기 열 전달 유체로는 열 전달 효율이 우수하고 비용이 저렴한 HITEC salt가 사용될 수 있으며 반드시 이에 제한되지는 않는다.The heat transfer fluid is used to perform heat exchange treatment with the working fluid while circulating the thermal energy storage system 110 . As the heat transfer fluid, HITEC salt having excellent heat transfer efficiency and low cost may be used, but is not necessarily limited thereto.

터빈 발전 시스템(120)은 열에너지 저장 시스템(110)의 열원을 기반으로 터빈을 구동하여 추가 전력을 생산하는 역할을 수행할 수 있다. 상기 터빈 발전 시스템(120)은 히터(121), 터빈(122), 분기 밸브(123), 팽창 밸브(124), 결합 밸브(125), 복열기(126), 냉각기(127), 압축기(128) 및 발전기(129)를 포함할 수 있다.The turbine power generation system 120 may serve to generate additional power by driving a turbine based on the heat source of the thermal energy storage system 110 . The turbine power generation system 120 includes a heater 121 , a turbine 122 , a branch valve 123 , an expansion valve 124 , a combination valve 125 , a recuperator 126 , a cooler 127 , and a compressor 128 . ) and a generator 129 may be included.

히터(121)는, 일종의 열 교환기로서, 고온 탱크(112)에서 배출되는 열 전달 유체와 분기 밸브(123)에서 배출되는 작동 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 즉, 히터(121)는 고온 탱크(112)로부터 유입되는 열 전달 유체의 열을 흡수하고, 상기 흡수된 열을 분기 밸브(123)로부터 유입되는 작동 유체로 전달할 수 있다. 이러한 히터(121)를 통과한 열 전달 유체는 저온 탱크(113)로 이동하게 되고, 동일한 히터(121)를 통과한 작동 유체는 터빈(122)으로 이동하게 된다.The heater 121, as a kind of heat exchanger, may perform heat exchange treatment between the heat transfer fluid discharged from the high-temperature tank 112 and the working fluid discharged from the branch valve 123 . That is, the heater 121 may absorb heat of the heat transfer fluid flowing in from the high-temperature tank 112 , and transfer the absorbed heat to the working fluid flowing in from the branch valve 123 . The heat transfer fluid passing through the heater 121 moves to the low temperature tank 113 , and the working fluid passing through the same heater 121 moves to the turbine 122 .

터빈(122)은 히터(121)를 통과한 고온/고압의 작동 유체가 팽창하면서 터빈의 회전 날개에 충동 또는 반동력을 주어 열 에너지를 기계적 에너지로 변환시킬 수 있다. 상기 터빈(122)을 통해 획득한 기계적 에너지는 압축기(128)에서 작동 유체를 압축하는데 필요한 에너지로 공급되며, 나머지는 발전기(129)에서 전기를 생산하는데 필요한 에너지로 공급된다.The turbine 122 may convert thermal energy into mechanical energy by applying an impulse or reaction force to the rotor blades of the turbine while the high-temperature/high-pressure working fluid passing through the heater 121 expands. The mechanical energy obtained through the turbine 122 is supplied as energy required to compress the working fluid in the compressor 128 , and the rest is supplied as energy required to produce electricity in the generator 129 .

터빈(122)에는 축류식과 원심식의 2 종류가 있으며 발전 용량에 따라 그 사용이 나누어진다. 일 실시 예로, 상기 터빈(122)은 다단 축류식이 사용될 수 있으며 반드시 이에 제한되지는 않는다. 다단 축류식 터빈의 기본 구조는 증속류를 만들어 내는 정익과 그것을 회전 에너지로 변환시키는 동익으로 구성되며, 고온/고압의 작동 유체를 서서히 증속 팽창시켜 회전 에너지를 추출해 낸다.There are two types of the turbine 122, an axial flow type and a centrifugal type, and their use is divided according to the power generation capacity. In one embodiment, the turbine 122 may use a multi-stage axial flow type, but is not necessarily limited thereto. The basic structure of a multi-stage axial flow turbine is composed of a stator blade that creates an increasing flow and a rotor blade that converts it into rotational energy.

분기 밸브(또는 히터 우회 밸브, 123)는 복열기(126)를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 히터(121)로 공급하고, 나머지를 팽창 밸브(124), 즉 터빈(122)의 출구 방향으로 공급하는 기능을 수행할 수 있다. 이때, 상기 분기 밸브(123)는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 상기 터빈(122)의 출구 방향으로 분기되는 작동 유체의 양을 조절할 수 있다. The branch valve (or heater bypass valve, 123 ) branches the working fluid that has passed through the recuperator 126 to supply a portion of the working fluid to the heater 121 , and the remainder of the expansion valve 124 , that is, in the exit direction of the turbine 122 . It can perform the function of supplying In this case, the branch valve 123 may adjust the amount of the working fluid branched in the exit direction of the turbine 122 according to a control command of the control device.

이러한 분기 밸브(123)를 통해 작동 유체를 분기하는 이유는, 폐쇄 브레이튼 사이클의 시동 시, 작동 유체의 온도가 높지 않기 때문에 히터 우회를 통해 작동 유체의 온도를 점점 상승시키고 그에 따라 히터를 우회하는 작동 유체의 유량을 점점 감소시킴으로써, 상기 히터에서의 열 교환 처리 과정에서 열 전달 유체가 응고되는 현상을 방지하기 위함이다.The reason for branching the working fluid through the branch valve 123 is that, at the start of the closed Brayton cycle, since the temperature of the working fluid is not high, the temperature of the working fluid is gradually increased through the heater bypass, and accordingly the temperature of the working fluid is bypassed. By gradually decreasing the flow rate of the working fluid, it is to prevent the heat transfer fluid from coagulating during the heat exchange treatment in the heater.

팽창 밸브(124)는, 분기 밸브(123)와 결합 밸브(125) 사이에 배치되어, 상기 결합 밸브(125)에서 분기 밸브(123) 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 기능을 수행할 수 있다. 즉, 팽창 밸브(124)는 히터(121)를 우회하는 작동 유체와 터빈(122)에서 배출되는 작동 유체가 결합 밸브(125)에서 합쳐질 때 발생하는 압력 차에 의한 역류를 방지하는 기능을 수행할 수 있다. The expansion valve 124 is disposed between the branch valve 123 and the coupling valve 125 to prevent a reverse flow of the working fluid from the coupling valve 125 to the branch valve 123 . can That is, the expansion valve 124 performs a function of preventing backflow due to a pressure difference that occurs when the working fluid bypassing the heater 121 and the working fluid discharged from the turbine 122 are combined in the coupling valve 125 . can

결합 밸브(125)는 분기 밸브(123)로부터 유입되는 작동 유체와 터빈(122)으로부터 유입되는 작동 유체를 결합하여 복열기(126)로 공급하는 기능을 수행할 수 있다.The coupling valve 125 may function to combine the working fluid flowing in from the branch valve 123 and the working fluid flowing in from the turbine 122 to the recuperator 126 .

복열기(126)는, 일종의 열 교환기로서, 결합 밸브(125)에서 배출되는 작동 유체와 압축기(128)에서 배출되는 작동 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 즉, 복열기(126)는 결합 밸브(125)로부터 유입되는 작동 유체의 열을 흡수하고, 상기 흡수된 열을 압축기(128)로부터 유입되는 작동 유체로 전달할 수 있다.The recuperator 126 is a type of heat exchanger, and may perform heat exchange treatment between the working fluid discharged from the coupling valve 125 and the working fluid discharged from the compressor 128 . That is, the recuperator 126 may absorb heat of the working fluid flowing in from the coupling valve 125 , and transfer the absorbed heat to the working fluid flowing in from the compressor 128 .

결합 밸브(125)로부터 유입되는 작동 유체는 복열기(126)를 통과하면서 소정의 열을 전달한 후 냉각기(127)로 이동하게 되고, 압축기(128)로부터 유입되는 작동 유체는 복열기(126)를 통과하면서 소정의 열을 흡수한 후 분기 밸브(123)로 이동하게 된다.The working fluid flowing in from the coupling valve 125 passes through the recuperator 126 and transfers predetermined heat, and then moves to the cooler 127 , and the working fluid flowing in from the compressor 128 operates the recuperator 126 . After absorbing predetermined heat while passing, it moves to the branch valve 123 .

냉각기(또는 예냉기, 127)는 복열기(126)를 통과한 작동 유체를 냉각시키는 기능을 수행할 수 있다. 상기 냉각기(127)의 냉각 방식으로는 공랭식 또는 수랭식이 사용될 수 있으며 반드시 이에 제한되지는 않는다. 또한, 상기 냉각기(127)의 냉매로는 공기, 물(H2O), 수소(H2), 이산화탄소(CO2), 초임계 이산화탄소(S-CO2) 등이 사용될 수 있으며 반드시 이에 제한되지는 않는다.The cooler (or pre-cooler, 127 ) may perform a function of cooling the working fluid that has passed through the recuperator 126 . As a cooling method of the cooler 127, an air cooling type or a water cooling type may be used, but is not necessarily limited thereto. In addition, as the refrigerant of the cooler 127, air, water (H 2 O), hydrogen (H 2 ), carbon dioxide (CO 2 ) , supercritical carbon dioxide (S-CO 2 ), etc. may be used, but is not necessarily limited thereto. does not

압축기(128)는 터빈(122)에서 제공 받은 기계적 에너지를 이용하여 냉각기(127)를 통과한 작동 유체를 압축시키는 기능을 수행할 수 있다. 상기 압축기(128)를 통과한 작동 유체는 복열기(126)로 이동하게 된다. The compressor 128 may perform a function of compressing the working fluid that has passed through the cooler 127 using mechanical energy provided from the turbine 122 . The working fluid passing through the compressor 128 moves to the recuperator 126 .

압축기(128)로는 축류 압축기 또는 원심 압축기 등이 사용될 수 있으며, 좀 더 바람직하게는 축류 압축기가 사용될 수 있다. 상기 압축기(128)는 터빈(122)과 축(rotor) 및/또는 기어 박스(gear box) 등을 통해 연결되어 회전 구동한다. 상기 압축기(128)는 회전하여 유체에 에너지를 제공하는 하나 이상의 동익과, 이 유체를 감속시켜 압력을 상승시키는 하나 이상의 정익으로 구성될 수 있다.As the compressor 128, an axial compressor or a centrifugal compressor may be used, and more preferably, an axial compressor may be used. The compressor 128 is connected to the turbine 122 through a shaft (rotor) and/or a gear box (gear box) to rotate and drive. The compressor 128 may include one or more rotor blades that rotate to provide energy to the fluid, and one or more stator blades that increase the pressure by decelerating the fluid.

발전기(129)는 터빈(122)과 축 및/또는 기어 박스 등을 통해 연결되어 회전 구동한다. 상기 발전기(129)는 터빈(122)에서 공급 받은 기계적 에너지를 전기적 에너지로 변환하여 전기를 생산할 수 있다. 상기 발전기(129)로는 직류 발전기와 교류 발전기 중 어느 하나가 사용될 수 있으며, 좀 더 바람직하게는 교류 발전기가 사용될 수 있다.The generator 129 is connected to the turbine 122 through a shaft and/or a gear box to rotate. The generator 129 may generate electricity by converting mechanical energy supplied from the turbine 122 into electrical energy. As the generator 129, any one of a DC generator and an AC generator may be used, and more preferably, an AC generator may be used.

작동 유체는 발전 사이클을 순환하면서 열에너지 저장 시스템(110)의 열원을 기반으로 추가 전력을 생산하는데 사용된다. 상기 작동 유체로는 초임계 유체 또는 유기 냉매 등이 사용될 수 있으며 반드시 이에 제한되지는 않는다. 상기 초임계 유체는 일정한 고온과 고압의 한계를 넘어선 상태에 도달하여 액체와 기체를 구분할 수 없는 시점의 유체를 가리키는 것으로, 분자의 밀도는 액체에 가깝지만, 점성도는 낮아 기체에 가까운 성질을 가진다. 상기 초임계 유체의 일 예로 초임계 이산화탄소(S-CO2)가 사용될 수 있다.The working fluid is used to generate additional power based on the heat source of the thermal energy storage system 110 while cycling the power generation cycle. As the working fluid, a supercritical fluid or an organic refrigerant may be used, but is not necessarily limited thereto. The supercritical fluid refers to a fluid at a point in time when a liquid and a gas cannot be distinguished by reaching a state beyond the limits of a certain high temperature and high pressure. As an example of the supercritical fluid, supercritical carbon dioxide (S-CO 2 ) may be used.

본 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템(100)의 전체적인 동작은 원자력 발전의 2차 계통에서 발생하는 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템(110)에 저장하는 충전(charging) 과정과, 상기 열에너지 저장 시스템(110)의 열원을 기반으로 터빈을 구동하여 추가 전력을 생산하는 방전(discharging) 과정으로 구성된다.The overall operation of the nuclear load response power generation system 100 according to this embodiment includes a charging process for storing surplus energy generated in the secondary system of nuclear power generation in the thermal energy storage system 110, and the thermal energy storage system ( 110) is composed of a discharging process to generate additional power by driving a turbine based on the heat source.

좀 더 구체적으로, 도 4에 도시된 바와 같이, 원자력 부하대응 발전 시스템(100)의 충전 과정은 저온 탱크(113)에서 나온 열 전달 유체가 열 교환기(111)를 거치면서 고온의 열을 전달받은 후 고온 탱크(112)로 이동하는 일련의 과정을 통칭한다. 한편, 도 5에 도시된 바와 같이, 원자력 부하대응 발전 시스템(100)의 방전 과정은 고온 탱크(112)에서 나온 열 전달 유체가 히터(121)를 거치면서 발전 사이클의 작동 유체로 열을 전달한 후 저온 탱크(113)로 이동하고, 상기 열 전달 유체로부터 열을 전달 받은 작동 유체가 발전 사이클을 순환하면서 전력을 생산하는 일련의 과정을 통칭한다. 여기서, 상기 충전 및 방전 과정은 전력 계통 상에서 신 재생 에너지원의 출력 변동성에 따라 번갈아 가며 수행될 수 있다.More specifically, as shown in FIG. 4 , in the charging process of the nuclear load response power generation system 100 , the heat transfer fluid from the low temperature tank 113 receives high temperature heat while passing through the heat exchanger 111 . Afterwards, a series of processes moving to the high-temperature tank 112 are collectively referred to as a series of processes. On the other hand, as shown in FIG. 5 , in the discharge process of the nuclear load response power generation system 100 , the heat transfer fluid from the high-temperature tank 112 passes through the heater 121 to transfer heat to the working fluid of the power generation cycle. A series of processes in which a working fluid that moves to the low-temperature tank 113 and receives heat from the heat transfer fluid circulates the power generation cycle to generate power is collectively referred to as a series of processes. Here, the charging and discharging process may be alternately performed according to the output variability of the renewable energy source on the power system.

원자력 부하대응 발전 시스템(100)은, 제1 이벤트 발생 시, 원자력 발전소의 2차 계통과 연계하여 상기 2차 계통의 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템(110)에 저장하는 충전 과정을 수행할 수 있다. 이때, 상기 제1 이벤트는 전력 계통 상에서 신 재생 에너지원의 출력 변동성에 따라 발생하는 전력 공급 과잉 이벤트일 수 있다.When the first event occurs, the nuclear load response power generation system 100 may perform a charging process of storing the surplus energy of the secondary system in the thermal energy storage system 110 in connection with the secondary system of the nuclear power plant. In this case, the first event may be an excessive power supply event that occurs according to the output variability of the renewable energy source on the power system.

또한, 원자력 부하대응 발전 시스템(100)은, 제2 이벤트 발생 시, 열에너지 저장 시스템(110)에 저장된 열에너지를 기반으로 부하 대응 전력을 생산하는 방전 과정을 수행할 수 있다. 이때, 상기 제2 이벤트는 전력 계통 상에서 신 재생 에너지원의 출력 변동성에 따라 발생하는 전력 공급 부족 이벤트이거나 혹은 전력 계통 상에서 수용가의 부하 변동성에 따라 발생하는 전력 수요 과잉 이벤트일 수 있다In addition, when the second event occurs, the nuclear power generation system 100 may perform a discharge process for generating load-responsive power based on the thermal energy stored in the thermal energy storage system 110 . In this case, the second event may be a power supply shortage event that occurs according to the output variability of the renewable energy source on the power system or an excessive power demand event that occurs according to the load variability of the consumer on the power system.

한편, 원자력 부하대응 발전 시스템(100)의 방전 과정 초기에는 발전 사이클의 작동 유체 온도가 충분히 높지 않아 히터(121)에서 열 전달 유체와 작동 유체가 열 교환할 때 상기 열 전달 유체의 온도가 녹는점 아래로 내려가는 문제가 발생할 수 있다. 이에 따라, 상기 원자력 부하대응 발전 시스템(100)은 분기 밸브(123)를 이용하여 작동 유체의 일부를 터빈 방향으로 우회함으로써, 열 전달 유체의 응고를 방지할 수 있다. 이후, 시간이 경과하면서 히터 입구에서의 작동 유체 온도가 증가하게 되고, 그에 따라 우회하는 작동 유체의 유량을 점차 줄이면서 히터(121)로 보내는 유량을 증가시킨다. 상기 히터(121)를 통과하는 작동 유체의 유량이 증가하여 터빈 입구 온도는 감소하나 상기 터빈(122)으로 유입되는 작동 유체의 유량이 증가하였기 때문에 터빈 일이 증가하면서 발전 사이클의 출력 또한 증가하게 된다.On the other hand, in the initial stage of the discharge process of the nuclear load response power generation system 100 , the temperature of the working fluid of the power generation cycle is not high enough, so that the temperature of the heat transfer fluid melts when the heat transfer fluid and the working fluid exchange heat in the heater 121 . There may be problems going down. Accordingly, the nuclear load response power generation system 100 uses the branch valve 123 to divert a portion of the working fluid toward the turbine, thereby preventing the heat transfer fluid from coagulating. Thereafter, the temperature of the working fluid at the heater inlet increases over time, and accordingly, the flow rate of the bypassing working fluid is gradually reduced while increasing the flow rate sent to the heater 121 . As the flow rate of the working fluid passing through the heater 121 increases, the turbine inlet temperature decreases, but because the flow rate of the working fluid flowing into the turbine 122 increases, the turbine work increases and the output of the power generation cycle also increases. .

원자력 부하대응 발전 시스템(100)에 설치된 터보기기의 회전 속도는 터빈의 전력을 조절함으로써 조절될 수 있다. 만약, 전력 계통(grid)의 수요가 증가한다면, 히터 우회 밸브(123)를 닫음으로써 히터(121)와 터빈(122) 방향으로 유입되는 유량을 증가시킨다. 상기 터보기기의 회전 속도는 PID(Proportional Integral Differentia) 조절을 통한 히터 우회 밸브 열림 정도를 조절함으로써 일정한 회전 속도로 유지된다.The rotation speed of the turbo device installed in the nuclear load response power generation system 100 may be adjusted by adjusting the power of the turbine. If the demand of the power grid increases, the flow rate flowing in the direction of the heater 121 and the turbine 122 is increased by closing the heater bypass valve 123 . The rotation speed of the turbo device is maintained at a constant rotation speed by adjusting the degree of opening of the heater bypass valve through PID (Proportional Integral Differentia) control.

이상 상술한 바와 같이, 본 발명의 일 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템은 원자력 발전의 2차 계통에서 생성되는 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템에 저장함으로써, 상기 원자력 발전의 1차 계통에 미치는 영향을 최소화하면서 상기 원자력 발전의 부하 대응 능력을 크게 향상시킬 수 있다. 또한, 상기 원자력 부하대응 발전 시스템은 인벤토리 조절과 터빈 우회를 사용할 필요 없이 히터 우회를 활용하여 열에너지 저장 시스템 기반의 폐쇄 브레이튼 사이클을 시동함으로써, 상기 열에너지 저장 시스템의 열 전달 유체가 응고되는 현상을 효과적으로 방지할 수 있다.As described above, the nuclear load response power generation system according to an embodiment of the present invention stores the surplus energy generated in the secondary system of nuclear power generation in the thermal energy storage system, thereby reducing the effect on the primary system of the nuclear power generation. It is possible to greatly improve the load response capability of the nuclear power plant while minimizing it. In addition, the nuclear load response power generation system starts a closed Brayton cycle based on a thermal energy storage system by utilizing a heater bypass without the need to use inventory control and turbine bypass, effectively preventing the solidification of the heat transfer fluid of the thermal energy storage system can be prevented

도 6은 본 발명의 다른 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템의 전체 구성도이고, 도 7은 도 6의 원자력 부하대응 발전 시스템의 충전 과정을 나타내는 도면이고, 도 8은 도 6의 원자력 부하대응 발전 시스템의 방전 과정을 나타내는 도면이다.6 is an overall configuration diagram of a nuclear load response power generation system according to another embodiment of the present invention, FIG. 7 is a view showing a charging process of the nuclear load response power generation system of FIG. 6, and FIG. 8 is a nuclear load response power generation system of FIG. It is a diagram showing the discharge process of the power generation system.

도 6 내지 도 8을 참조하면, 본 발명의 다른 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템(200)은 열 전달 유체를 통해 열에너지를 저장하는 열에너지 저장 시스템(210)과, 상기 열에너지를 기반으로 부하 대응 전력을 생산하는 터빈 발전 시스템(220)으로 구성될 수 있다. 한편, 도면에 도시되고 있지 않지만, 상기 원자력 부하 대응 발전 시스템(200)은 열에너지 저장 시스템(210) 및 터빈 발전 시스템(220)의 동작을 전반적으로 제어할 수 있는 제어장치(미도시)를 더 포함할 수 있다.6 to 8 , a nuclear load response power generation system 200 according to another embodiment of the present invention includes a thermal energy storage system 210 that stores thermal energy through a heat transfer fluid, and a load response based on the thermal energy It may consist of a turbine power generation system 220 that generates electric power. On the other hand, although not shown in the drawings, the nuclear load response power generation system 200 further includes a control device (not shown) that can control the overall operation of the thermal energy storage system 210 and the turbine power generation system 220 . can do.

열에너지 저장 시스템(210)은, 원자력 발전의 2차 계통(50)과 연계되어, 상기 2차 계통(50)에서 분기되는 잉여 에너지를 열 탱크(heat tank)에 저장하는 역할을 수행할 수 있다. 상기 열에너지 저장 시스템(210)은 열 교환기(211), 고온 탱크(212) 및 저온 탱크(213)를 포함할 수 있다. 상기 열 교환기(211), 고온 탱크(212) 및 저온 탱크(213)은 상술한 도 3의 열 교환기(111), 고온 탱크(112) 및 저온 탱크(113)와 동일하므로 이에 대한 자세한 설명은 생략하도록 한다.The thermal energy storage system 210 may serve to store surplus energy branched from the secondary system 50 in a heat tank in connection with the secondary system 50 of nuclear power generation. The thermal energy storage system 210 may include a heat exchanger 211 , a high temperature tank 212 , and a low temperature tank 213 . The heat exchanger 211, the high-temperature tank 212, and the low-temperature tank 213 are the same as the heat exchanger 111, the high-temperature tank 112, and the low-temperature tank 113 of FIG. to do it

터빈 발전 시스템(220)은 열에너지 저장 시스템(210)의 열원을 기반으로 터빈을 구동하여 추가 전력을 생산하는 역할을 수행할 수 있다. 상기 터빈 발전 시스템(220)은 히터(221), 터빈(222), 제1 및 제2 분기 밸브(223a, 223b), 팽창 밸브(224), 제1 및 제2 결합 밸브(225a, 225b), 제1 및 제2 복열기(226a, 226b), 냉각기(227), 제1 및 제2 압축기(228a, 228b) 및 발전기(229)를 포함할 수 있다.The turbine power generation system 220 may serve to generate additional power by driving a turbine based on the heat source of the thermal energy storage system 210 . The turbine power generation system 220 includes a heater 221 , a turbine 222 , first and second branch valves 223a and 223b , an expansion valve 224 , first and second combination valves 225a and 225b; It may include first and second recuperators 226a and 226b , a cooler 227 , first and second compressors 228a and 228b , and a generator 229 .

히터(221)는, 일종의 열 교환기로서, 고온 탱크(212)에서 배출되는 열 전달 유체와 제1 분기 밸브(즉, 히터 우회 밸브, 223a)에서 배출되는 작동 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 이러한 히터(221)를 통과한 열 전달 유체는 저온 탱크(213)로 이동하게 되고, 동일한 히터(221)를 통과한 작동 유체는 터빈(222)으로 이동하게 된다.The heater 221, as a kind of heat exchanger, may perform heat exchange processing between the heat transfer fluid discharged from the high-temperature tank 212 and the working fluid discharged from the first branch valve (ie, the heater bypass valve 223a). . The heat transfer fluid passing through the heater 221 moves to the low temperature tank 213 , and the working fluid passing through the same heater 221 moves to the turbine 222 .

터빈(222)은 히터(221)를 통과한 고온/고압의 작동 유체가 팽창하면서 터빈의 회전 날개에 충동 또는 반동력을 주어 열 에너지를 기계적 에너지로 변환시킬 수 있다. 상기 터빈(222)을 통해 획득한 기계적 에너지는 제1 및 제2 압축기(228a, 228b)에서 작동 유체를 압축하는데 필요한 에너지로 공급되며, 나머지는 발전기(229)에서 전기를 생산하는데 필요한 에너지로 공급된다.The turbine 222 may convert thermal energy into mechanical energy by applying an impulse or reaction force to the rotor blades of the turbine while the high-temperature/high-pressure working fluid passing through the heater 221 expands. The mechanical energy obtained through the turbine 222 is supplied as energy required to compress the working fluid in the first and second compressors 228a and 228b, and the rest is supplied as energy required to produce electricity in the generator 229 do.

제1 분기 밸브(즉, 히터 우회 밸브, 223a)는 제1 복열기(226a)를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 히터(221)로 공급하고, 나머지를 팽창 밸브(224), 즉 터빈(222)의 출구 방향으로 공급하는 기능을 수행할 수 있다. 이때, 상기 제1 분기 밸브(223a)는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 상기 터빈(222)의 출구 방향으로 분기되는 작동 유체의 양을 조절할 수 있다.The first branch valve (ie, the heater bypass valve, 223a) branches the working fluid that has passed through the first recuperator 226a and supplies a portion to the heater 221, and the remainder is supplied to the expansion valve 224, that is, the turbine ( 222) can perform the function of supplying in the direction of the outlet. In this case, the first branch valve 223a may adjust the amount of the working fluid branched in the outlet direction of the turbine 222 according to a control command from the control device.

이러한 제1 분기 밸브(223a)를 통해 작동 유체를 분기하는 이유는, 폐쇄 브레이튼 사이클의 시동 시, 작동 유체의 온도가 높지 않기 때문에 히터 우회를 통해 작동 유체의 온도를 점점 상승시키고 그에 따라 히터를 우회하는 작동 유체의 유량을 점점 감소시킴으로써, 상기 히터에서의 열 교환 처리 과정에서 열 전달 유체가 응고되는 현상을 방지하기 위함이다.The reason for branching the working fluid through the first branch valve 223a is that, at the start of the closed Brayton cycle, since the temperature of the working fluid is not high, the temperature of the working fluid is gradually increased through the heater bypass and accordingly the heater is turned off. By gradually decreasing the flow rate of the bypassing working fluid, it is to prevent the heat transfer fluid from coagulating during the heat exchange treatment in the heater.

팽창 밸브(224)는, 제1 분기 밸브(223a)와 제1 결합 밸브(225a) 사이에 배치되어, 상기 제1 결합 밸브(225a)에서 제1 분기 밸브(223a) 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 기능을 수행할 수 있다. The expansion valve 224 is disposed between the first branch valve 223a and the first coupling valve 225a so that the working fluid flows back from the first coupling valve 225a to the first branch valve 223a. It can perform a function to prevent the phenomenon.

제1 결합 밸브(225a)는 제1 분기 밸브(223a)로부터 유입되는 작동 유체와 터빈(222)으로부터 유입되는 작동 유체를 결합하여 제1 복열기(226a) 방향으로 공급하는 기능을 수행할 수 있다.The first coupling valve 225a may function to combine the working fluid flowing in from the first branch valve 223a and the working fluid flowing in from the turbine 222 to the first recuperator 226a direction. .

제1 복열기(또는 고온 복열기, 226a)는, 일종의 열 교환기로서, 제1 결합 밸브(225a)에서 배출되는 작동 유체와 제2 결합 밸브(225b)에서 배출되는 작동 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 즉, 제1 복열기(226a)는 제1 결합 밸브(225a)로부터 유입되는 작동 유체의 열을 흡수하고, 상기 흡수된 열을 제2 결합 밸브(225b)로부터 유입되는 작동 유체로 전달할 수 있다.The first recuperator (or high-temperature recuperator, 226a) is a type of heat exchanger, and performs heat exchange treatment between the working fluid discharged from the first coupling valve 225a and the working fluid discharged from the second coupling valve 225b. can do. That is, the first recuperator 226a may absorb heat of the working fluid flowing in from the first coupling valve 225a and transfer the absorbed heat to the working fluid flowing in from the second coupling valve 225b.

제1 결합 밸브(225a)로부터 유입되는 작동 유체는 제1 복열기(226a)를 통과하면서 소정의 열을 빼앗긴 후 제2 복열기(226b)로 이동하게 되고, 제2 결합 밸브(225b)로부터 유입되는 작동 유체는 제1 복열기(226a)를 통과하면서 소정의 열을 흡수한 후 제1 분기 밸브(223a)로 이동하게 된다.The working fluid flowing in from the first coupling valve 225a passes through the first recuperator 226a and loses a predetermined amount of heat, and then moves to the second recuperator 226b, and flows in from the second coupling valve 225b. The working fluid used passes through the first recuperator 226a and absorbs a predetermined amount of heat, and then moves to the first branch valve 223a.

제2 복열기(또는 저온 복열기, 226b)는, 일종의 열 교환기로서, 제1 복열기(226a)를 통과한 작동 유체와 제1 압축기(228a)에서 배출되는 작동 유체 간에 열 교환 처리를 수행할 수 있다. 즉, 제2 복열기(226b)는 제1 복열기(226a)를 통과한 작동 유체의 열을 흡수하고, 상기 흡수된 열을 제1 압축기(228a)로부터 유입되는 작동 유체로 전달할 수 있다.The second recuperator (or low-temperature recuperator, 226b) is a type of heat exchanger, which performs heat exchange treatment between the working fluid passing through the first recuperator 226a and the working fluid discharged from the first compressor 228a. can That is, the second recuperator 226b may absorb heat of the working fluid that has passed through the first recuperator 226a and transfer the absorbed heat to the working fluid flowing from the first compressor 228a.

제1 복열기(226a)로부터 유입되는 작동 유체는 제2 복열기(226b)를 통과하면서 소정의 열을 빼앗긴 후 제2 분기 밸브(223b)로 이동하게 되고, 제1 압축기(228a)로부터 유입되는 작동 유체는 제2 복열기(226b)를 통과하면서 소정의 열을 흡수한 후 제2 결합 밸브(225b)로 이동하게 된다.The working fluid flowing in from the first recuperator 226a passes through the second recuperator 226b and loses a predetermined heat, then moves to the second branch valve 223b, and flows in from the first compressor 228a. The working fluid absorbs predetermined heat while passing through the second recuperator 226b and then moves to the second coupling valve 225b.

제2 분기 밸브(223b)는 제2 복열기(126)를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 제1 압축기(228a) 방향으로 공급하고, 나머지를 제2 압축기(228b) 방향으로 공급하는 기능을 수행할 수 있다.The second branch valve 223b functions to branch the working fluid that has passed through the second recuperator 126 and supply a portion in the direction of the first compressor 228a and the remainder in the direction of the second compressor 228b. can be done

냉각기(또는 예냉기, 227)는 제2 분기 밸브(223b)로부터 유입되는 작동 유체를 냉각시키는 기능을 수행할 수 있다.The cooler (or pre-cooler, 227 ) may perform a function of cooling the working fluid flowing in from the second branch valve 223b.

제1 압축기(또는 주 압축기, 228a)는 터빈(222)에서 제공 받은 기계적 에너지를 이용하여 냉각기(227)를 통과한 작동 유체를 압축시키는 기능을 수행할 수 있다. 상기 제1 압축기(228a)를 통과한 작동 유체는 제2 복열기(226b)로 이동하게 된다.The first compressor (or main compressor, 228a) may perform a function of compressing the working fluid that has passed through the cooler 227 using mechanical energy provided from the turbine 222 . The working fluid passing through the first compressor 228a moves to the second recuperator 226b.

제2 압축기(또는 재 압축기, 228b)는 터빈(222)에서 제공 받은 기계적 에너지를 이용하여 제2 분기 밸브(223b)로부터 유입되는 작동 유체를 압축시키는 기능을 수행할 수 있다. 상기 제2 압축기(228b)를 통과한 작동 유체는 제2 결합 밸브(225b)로 이동하게 된다.The second compressor (or re-compressor, 228b) may perform a function of compressing the working fluid flowing in from the second branch valve 223b using mechanical energy provided from the turbine 222 . The working fluid passing through the second compressor 228b moves to the second coupling valve 225b.

제2 결합 밸브(225b)는 제2 복열기(226b)를 통과한 작동 유체와 제2 압축기(228b)로부터 유입되는 작동 유체를 결합하여 제1 복열기(226a) 방향으로 공급하는 기능을 수행할 수 있다.The second coupling valve 225b combines the working fluid that has passed through the second recuperator 226b and the working fluid flowing in from the second compressor 228b to supply it in the direction of the first recuperator 226a. can

발전기(229)는 터빈(222)과 축 및/또는 기어 박스 등을 통해 연결되어 회전 구동한다. 상기 발전기(229)는 터빈(222)에서 공급 받은 기계적 에너지를 전기적 에너지로 변환하여 전기를 생산할 수 있다. 상기 발전기(229)로는 직류 발전기와 교류 발전기 중 어느 하나가 사용될 수 있으며, 좀 더 바람직하게는 교류 발전기가 사용될 수 있다.The generator 229 is connected to the turbine 222 through a shaft and/or a gearbox to rotate. The generator 229 may generate electricity by converting mechanical energy supplied from the turbine 222 into electrical energy. As the generator 229, any one of a DC generator and an AC generator may be used, and more preferably, an AC generator may be used.

한편, 도 7 및 도 8에 도시된 바와 같이, 원자력 부하대응 발전 시스템(200)의 전체적인 동작은 원자력 발전의 2차 계통에서 발생하는 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템에 저장하는 충전(charging) 과정과, 상기 열에너지 저장 시스템의 열원을 기반으로 터빈을 구동하여 추가 전력을 생산하는 방전(discharging) 과정으로 구성된다. 여기서, 상기 충전 및 방전 과정은 전력 계통 상에서 신 재생 에너지원의 출력 변동성에 따라 번갈아 가며 수행될 수 있다.On the other hand, as shown in Figures 7 and 8, the overall operation of the nuclear load response power generation system 200 is a charging (charging) process of storing the surplus energy generated in the secondary system of nuclear power in the thermal energy storage system, It consists of a discharging process of generating additional power by driving a turbine based on the heat source of the thermal energy storage system. Here, the charging and discharging process may be alternately performed according to the output variability of the renewable energy source on the power system.

한편, 원자력 부하대응 발전 시스템(200)의 방전 과정 초기에는 발전 사이클의 작동 유체 온도가 충분히 높지 않아 히터(221)에서 열 전달 유체와 작동 유체가 열 교환할 때 상기 열 전달 유체의 온도가 녹는점 아래로 내려가는 문제가 발생할 수 있다. 이에 따라, 상기 원자력 부하대응 발전 시스템(200)은 제1 분기 밸브(223a)를 이용하여 작동 유체의 일부를 터빈 방향으로 우회함으로써, 열 전달 유체의 응고를 방지할 수 있다. 이후, 시간이 경과하면서 히터 입구에서의 작동 유체 온도가 증가하게 되고, 그에 따라 우회하는 작동 유체의 유량을 점차 줄이면서 히터(221)로 보내는 유량을 증가시킨다. 상기 히터(221)를 통과하는 작동 유체의 유량이 증가하여 터빈 입구 온도는 감소하나 상기 터빈(222)으로 유입되는 작동 유체의 유량이 증가하였기 때문에 터빈 일이 증가하면서 발전 사이클의 출력 또한 증가하게 된다.On the other hand, in the initial stage of the discharge process of the nuclear load response power generation system 200, the temperature of the working fluid of the power generation cycle is not high enough, so the temperature of the heat transfer fluid melts when the heat transfer fluid and the working fluid exchange heat in the heater 221 There may be problems with going down. Accordingly, the nuclear load response power generation system 200 may prevent a heat transfer fluid from coagulating by bypassing a portion of the working fluid in the turbine direction using the first branch valve 223a. Thereafter, as time passes, the working fluid temperature at the heater inlet increases, and accordingly, the flow rate of the bypassing working fluid is gradually reduced while increasing the flow rate sent to the heater 221 . As the flow rate of the working fluid passing through the heater 221 increases, the turbine inlet temperature decreases, but because the flow rate of the working fluid flowing into the turbine 222 increases, the turbine work increases and the output of the power generation cycle also increases. .

이상 상술한 바와 같이, 본 발명의 다른 실시 예에 따른 원자력 부하대응 발전 시스템은 원자력 발전의 2차 계통에서 생성되는 잉여 에너지를 열에너지 저장 시스템에 저장함으로써, 상기 원자력 발전의 1차 계통에 미치는 영향을 최소화하면서 상기 원자력 발전의 부하 대응 능력을 크게 향상시킬 수 있다. 또한, 상기 원자력 부하대응 발전 시스템은 인벤토리 조절과 터빈 우회를 사용할 필요 없이 히터 우회를 활용하여 열에너지 저장 시스템 기반의 폐쇄 브레이튼 사이클을 시동함으로써, 상기 열에너지 저장 시스템의 열 전달 유체가 작동 유체와의 열 교환 과정에서 응고되는 현상을 효과적으로 방지할 수 있다.As described above, the nuclear load response power generation system according to another embodiment of the present invention stores the surplus energy generated in the secondary system of nuclear power generation in the thermal energy storage system, thereby reducing the effect on the primary system of the nuclear power generation. It is possible to greatly improve the load response capability of the nuclear power plant while minimizing it. In addition, the nuclear load response power generation system starts a closed Brayton cycle based on a thermal energy storage system by utilizing heater bypass without the need to use inventory control and turbine bypass, so that the heat transfer fluid of the thermal energy storage system is heated with the working fluid. It is possible to effectively prevent the coagulation phenomenon in the exchange process.

한편 이상에서는 본 발명의 구체적인 실시 예에 관해 설명하였으나, 본 발명의 범위에서 벗어나지 않는 한도 내에서 여러 가지 변형이 가능함은 물론이다. 그러므로 본 발명의 범위는 설명된 실시 예에 국한되지 않으며, 후술 되는 특허청구범위뿐만 아니라 이 특허청구범위와 균등한 것들에 의해 정해져야 한다.Meanwhile, although specific embodiments of the present invention have been described above, various modifications are possible without departing from the scope of the present invention. Therefore, the scope of the present invention is not limited to the described embodiments, and should be defined by the following claims as well as the claims and equivalents.

100: 원자력 부하대응 발전 시스템 110: 열에너지 저장 시스템
111: 열 교환기 112: 고온 탱크
113: 저온 탱크 120: 터빈 발전 시스템
121: 히터 122: 터빈
123: 분기 밸브 124: 팽창 밸브
125: 결합 밸브 126: 복열기
127: 냉각기 128: 압축기
129: 발전기100: nuclear load response power generation system 110: thermal energy storage system
111: heat exchanger 112: hot tank
113: cold tank 120: turbine power generation system
121: heater 122: turbine
123: branch valve 124: expansion valve
125: combination valve 126: recuperator
127: cooler 128: compressor
129: generator

Claims (11)

원자력 발전소의 2차 계통과 연계되어, 상기 2차 계통에서 분기되는 잉여 에너지를 저장하는 열에너지 저장 시스템; 및
상기 열에너지 저장 시스템에 저장된 열에너지를 이용하여 부하 대응 전력을 생산하는 터빈 발전 시스템을 포함하되,
상기 터빈 발전 시스템은, 히터 우회 방식을 통해 상기 열에너지 저장 시스템 기반의 발전 사이클을 시동하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.a thermal energy storage system connected to a secondary system of a nuclear power plant to store surplus energy branched from the secondary system; and
Including a turbine power generation system for generating load-response power using the thermal energy stored in the thermal energy storage system,
The turbine power generation system, nuclear load response power generation system, characterized in that the start of the heat energy storage system-based power generation cycle through a heater bypass method. 제1항에 있어서,
상기 열에너지 저장 시스템은, 열 교환기, 고온 탱크, 저온 탱크 및 열 전달 유체를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.According to claim 1,
The thermal energy storage system, nuclear load response power generation system, characterized in that it comprises a heat exchanger, a high temperature tank, a low temperature tank and a heat transfer fluid. 제2항에 있어서,
상기 열 전달 유체는, HITEC salt임을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.3. The method of claim 2,
The heat transfer fluid is a nuclear load response power generation system, characterized in that the HITEC salt. 제1항에 있어서,
상기 터빈 발전 시스템은, 히터, 터빈, 히터 우회 밸브, 결합 밸브, 복열기, 냉각기, 압축기, 발전기 및 작동 유체를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.According to claim 1,
The turbine power generation system, nuclear load response power generation system, characterized in that it includes a heater, a turbine, a heater bypass valve, a combination valve, a recuperator, a cooler, a compressor, a generator and a working fluid. 제4항에 있어서,
상기 히터 우회 밸브는, 상기 복열기를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 상기 히터로 공급하고, 나머지를 상기 터빈의 출구 방향으로 공급하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.5. The method of claim 4,
The heater bypass valve branches the working fluid that has passed through the recuperator to supply a portion of the working fluid to the heater, and the remainder in an exit direction of the turbine. 제5항에 있어서,
상기 히터 우회 밸브는, 제어장치의 제어 명령에 따라, 상기 터빈의 출구 방향으로 분기되는 작동 유체의 양을 조절하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.6. The method of claim 5,
The heater bypass valve, according to a control command from a control device, a nuclear load response power generation system, characterized in that for adjusting the amount of the working fluid branched in the exit direction of the turbine. 제4항에 있어서,
상기 터빈 발전 시스템은, 상기 히터 우회 밸브와 상기 결합 밸브 사이에 배치되어, 상기 결합 밸브에서 상기 히터 우회 밸브 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 팽창 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.5. The method of claim 4,
The turbine power generation system may further include an expansion valve disposed between the heater bypass valve and the coupling valve to prevent a reverse flow of the working fluid from the coupling valve to the heater bypass valve. Response power generation system. 제1항에 있어서,
상기 터빈 발전 시스템은, 히터, 터빈, 히터 우회 밸브, 분기 밸브, 제1 및 제2 결합 밸브, 제1 및 제2 복열기, 냉각기, 제1 및 제2 압축기, 발전기 및 작동 유체를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.According to claim 1,
wherein the turbine power generation system comprises a heater, a turbine, a heater bypass valve, a branch valve, first and second combined valves, first and second recuperators, a cooler, first and second compressors, a generator and a working fluid. A nuclear load response power generation system characterized by the 제8항에 있어서,
상기 히터 우회 밸브는, 상기 제1 복열기를 통과한 작동 유체를 분기하여 일부를 상기 히터로 공급하고, 나머지를 상기 터빈의 출구 방향으로 공급하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.9. The method of claim 8,
The heater bypass valve is configured to branch the working fluid that has passed through the first recuperator to supply a portion to the heater, and supply the remainder in an exit direction of the turbine. 제8항에 있어서,
상기 터빈 발전 시스템은, 상기 히터 우회 밸브와 상기 제1 결합 밸브 사이에 배치되어, 상기 제1 결합 밸브에서 상기 히터 우회 밸브 방향으로 작동 유체가 역류하는 현상을 방지하는 팽창 밸브를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.9. The method of claim 8,
The turbine power generation system may further include an expansion valve disposed between the heater bypass valve and the first coupling valve to prevent a reverse flow of the working fluid from the first coupling valve to the heater bypass valve. A nuclear load response power generation system with 제4항 또는 제8항에 있어서,
상기 작동 유체는 초임계 이산화탄소(S-CO2)임을 특징으로 하는 원자력 부하대응 발전 시스템.9. The method of claim 4 or 8,
The working fluid is supercritical carbon dioxide (S-CO 2 ) Nuclear load response power generation system, characterized in that.
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