KR20220095537A - 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템 - Google Patents

저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템 Download PDF

Info

Publication number
KR20220095537A
KR20220095537A KR1020200187154A KR20200187154A KR20220095537A KR 20220095537 A KR20220095537 A KR 20220095537A KR 1020200187154 A KR1020200187154 A KR 1020200187154A KR 20200187154 A KR20200187154 A KR 20200187154A KR 20220095537 A KR20220095537 A KR 20220095537A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
low
pressure boundary
building
tank
auxiliary building
Prior art date
Application number
KR1020200187154A
Other languages
English (en)
Other versions
KR102538946B1 (ko
Inventor
이병희
하광순
김성일
박주환
Original Assignee
한국원자력연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020200187154A priority Critical patent/KR102538946B1/ko
Publication of KR20220095537A publication Critical patent/KR20220095537A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102538946B1 publication Critical patent/KR102538946B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/04Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

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

Abstract

저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템이 개시된다. 본 발명의 예시적인 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템은 격납건물의 일차계통에 연결된 연결 배관을 통해 격납건물 측으로부터 보조건물 측으로 핵분열생성물을 포함하는 일차계통 냉각수가 방출되는 우회사고에 대처하기 위한 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템으로서, 연결 배관 중에서 보조건물을 지나는 저압경계부의 일부와 인접하도록 보조건물의 내부 일측에 설치되는 방사능농도 감지 모듈; 방사능농도 감지 모듈과 인접하여 설치되며, 저압경계부의 일부로부터 보조건물의 내부 공간 측으로 방출된 핵분열생성물을 제염하도록 제염수를 분사시키는 스프레이 모듈 및 내부에 스프레이 모듈 측으로 공급되는 제염수가 저장되며, 제염수의 공급을 허용 또는 차단하는 탱크 밸브가 구비된 탱크를 포함한다.

Description

저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템{A SYSTEM FOR COPING WITH INTER-SYSTEM LOSS OF COOLANT ACCIDENT}
본 발명은 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템에 관한 것으로, 보다 상세하게는 격납건물의 일차계통에 연결된 연결 배관을 통해 격납건물 측으로부터 보조건물 측으로 핵분열생성물을 포함하는 일차계통 냉각수가 방출되는 우회사고에 대처하기 위한 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템에 관한 것이다.
원전 중대사고시 격납건물을 우회하여 방사성물질이 방출되는 이른바 격납건물 우회사고 발생 시, 방사성물질이 외부로 방출될 위험이 존재한다.
대표적인 우회사고들 중 하나로서, 격납건물 내부에서 외부로 관통하는 배관의 격리밸브의 격리 실패시(예를 들어, 격리밸브의 오작동 또는 고장으로 격리밸브가 닫히지 않은 경우) 격납건물 배관으로 일차계통 냉각수가 방출되는 사고를 저압경계부 냉각재상실사고(ISLOCA, Inter-system loss of coolant accident)라 한다.
구체적으로, 저압경계부 냉각재상실사고는 격납건물 외부로 연결되어 있는 원자로냉각재 계통의 저압 경계부위를 통해 원자로냉각재가 격납건물 외부로 직접 상실되는 사고로서, 원자로냉각재 계통의 냉각수와 원자로냉각재 계통으로 주입된 안전주입수가 격납건물 외부로 직접 누출되게 된다.
이로 인해, 노심냉각을 위한 수원이 고갈될 경우, 더이상 원자로냉각재 계통으로 냉각수를 공급할 수 없게 되어 노심 손상이 유발된다. 이 때, 손상된 노심으로부터 생성된 핵분열생성물은 격납건물에서 보조건물 측으로 직접 방출되는 우회사고가 발생될 수 있다. 이러한 저압경계부 냉각재상실사고의 경우 사고 발생 확률이 극히 낮음에도 불구하고, 발생시 대량의 핵분열생성물이 격납건물의 외부로 직접 방출되므로 매우 심각한 피해를 야기할 수 있다.
이와 관련하여, 미국 NRC(미국, 원자력 규제 위원회, US Nuclear Regulatory Committee)에서는 미국내 원자력발전소에서 저압경계부 냉각재상실사고가 발생하는 경우에 대하여, 대기 환경 방사능 영향 평가를 수행한 바가 있기는 하다. 그러나, 아직까지 국내외적으로, 실제 저압경계부 냉각재상실사고를 적절히 대처할 수 있는 설계 개념 또는 설계 방안에 대해서는 연구가 전무한 실정이다.
본 발명의 일 실시예는 저압경계부 냉각재상실사고에 효과적으로 대처할 수 있는 시스템을 제공하고자 한다.
본 발명의 일 측면에 따르면, 격납건물의 일차계통에 연결된 연결 배관을 통해 상기 격납건물 측으로부터 보조건물 측으로 핵분열생성물을 포함하는 일차계통 냉각수가 방출되는 우회사고에 대처하기 위한 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템으로서, 상기 연결 배관 중에서 상기 보조건물을 지나는 저압경계부의 일부와 인접하도록 상기 보조건물의 내부 일측에 설치되는 방사능농도 감지 모듈; 상기 방사능농도 감지 모듈과 인접하여 설치되며, 상기 저압경계부의 일부로부터 상기 보조건물의 내부 공간 측으로 방출된 상기 핵분열생성물을 제염하도록 제염수를 분사시키는 스프레이 모듈 및 내부에 상기 스프레이 모듈 측으로 공급되는 상기 제염수가 저장되며, 상기 제염수의 공급을 허용 또는 차단하는 탱크 밸브가 구비된 탱크를 포함하는, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템이 제공된다.
이 때, 상기 연결 배관은 원자로 정지냉각계통 또는 안전주입계통에 포함된 배관일 수 있다.
이 때, 상기 탱크는 상기 보조건물의 외측 상부면 상에 배치됨으로써 별도의 동력 없이 상기 스프레이 모듈 측으로 상기 제염수를 공급할 수 있다.
이 때, 상기 보조건물은 공간적으로 구별되는 복수의 공간을 포함하되, 상기 복수의 공간마다 각각 상기 방사능농도 감지 모듈 및 상기 스프레이 모듈이 설치되며, 상기 탱크 밸브는 상기 복수의 공간에 각각 대응되는 복수 개의 밸브를 포함할 수 있다.
이 때, 상기 복수 개의 밸브의 개폐를 제어하는 제어 모듈을 더 포함하고, 상기 제어 모듈은 상기 복수의 공간 중 제 1 공간의 상기 방사능농도가 소정 수치 이상일 경우, 상기 복수 개의 밸브 중 상기 제 1 공간에 대응되는 제 1 밸브를 선택적으로 개방시킬 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템은 보조건물에 설치되는 방사능농도 감지 모듈 및 스프레이 모듈을 구비함으로써, 저압경계부 냉각재상실사고 발생시 효과적으로 대처할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템은 보조건물 내 복수의 공간 중 핵분열생성물이 방출된 특정 공간에 대하여 집중적으로 제염을 수행할 수 있으므로, 방사능이 외부로 누출되는 것을 보다 효과적으로 방지할 수 있다.
그리고 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템은 보조건물의 외측 상부면 상에 탱크를 배치함으로써, 제염수의 공급에 소요되는 에너지를 최소화할 수 있는 장점이 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템이 적용된 원자력 발전소를 도시한 도면이다.
도 2는 도 1에서 저압경계부 냉각재상실사고가 발생한 상황을 도시한 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템을 블록 형태로 도시한 도면이다.
이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 붙였다.
본 명세서에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서 상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템이 적용된 원자력 발전소를 도시한 도면이다. 도 2는 도 1에서 저압경계부 냉각재상실사고가 발생한 상황을 도시한 도면이다. 도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템을 블록 형태로 도시한 도면이다.
본 발명의 일 실시예에 따른 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템(10, '이하 대처 시스템')은 원자력발전소(100)에서, 격납건물(110) 측으로부터 보조건물(120) 측으로 일차계통 냉각수가 방출되는 우회사고인 저압경계부 냉각재상실사고에 효과적으로 대처하기 위한 시스템이다. 이 때, 일차계통 냉각수는 다량의 핵분열생성물을 포함할 수 있는 바, 이들이 보조건물 측의 저압경계부를 통해 외부로 방출될 경우, 안전 상 큰 위험이 될 수 있기 때문이다.
먼저, 도 1 및 도 2를 참조하여, 원자력발전소(100)의 구조를 살펴보면, 원자력발전소(100)는 내부에 원자로(111)를 포함한 일차계통을 포함하는 격납건물(110)과, 상기 일차계통의 운전을 지원하는 보조계통이 배치된 보조건물(120)을 포함할 수 있다.
이 때, 격납건물(110)의 내부에는 원자로(111), 증기발생기(112) 및 열전달유로(113)를 포함하는 일차계통(원자로냉각재계통)이 존재한다.
구체적으로, 도 1을 다시 참조하면, 원자로(111)와 증기발생기(112) 사이는 열전달유로(113)를 통해 냉각재가 계속적으로 순환할 수 있는 순환 유로가 형성될 수 있다. 이를 위해 열전달유로(113)는 일측에 냉각재펌프를 구비한다.
이와 같이 일차계통의 냉각재는 다른 계통과 분리되어 독립된 상태로 순환하므로, 원자로의 정상운전 시, 일차계통의 냉각재에 존재할 수 있는 방사성 물질은 이차계통을 포함한 다른 계통으로 이동되지 않는다.
한편, 보조건물(120)은 격납건물(110)의 외부에 위치하되, 격납건물(110)과 인접하게 배치될 수 있다.
이 때, 보조건물(120)은 격납건물(110) 내 일차계통의 운전을 지원하기 위한 보조계통의 설비들이 배치되는 공간으로서, 콘크리트 건물로 형성될 수 있다.
구체적인 일례로서, 보조계통은 정지냉각계통(SCS: shutdown Cooling System) 및 안전주입계통(SI: Safety Injection)일 수 있다.
여기서, 정지냉각계통은 일차계통과 직접 연결됨으로써 원자로(111)의 붕괴열 및 잔열을 냉각시키는 계통으로서, 원자로냉각재 온도를 재장전 온도까지 제어된 냉각률로 감소시키고, 재장전 기간 중 원자로냉각재 온도를 적절하게 유지시킬 수 있다. 또한, 안전주입계통은 원자로 냉각재상실 사고시 노심냉각을 위하여 일차계통에 붕산수를 공급하고 냉각재 상실사고 후 장기 노심냉각의 수단을 제공할 수 있다.
이하의 설명에서는 설명의 편의상 보조계통이 정지냉각계통 또는 안전주입계통인 것으로 상정하여 설명하기로 한다. 그러나, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템이 이에 제한되는 것은 아님을 밝혀 둔다.
도 1을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에서, 정지냉각계통 또는 안전주입계통은 일차계통과 연결된 연결 배관(70)을 포함할 수 있다. 여기서, 연결 배관(70)은 도면에 도시되는 바와 같이, 보조건물(120) 측으로부터 연장되어 격납건물(110)을 관통한 후, 격납건물(110)의 내부에 배치된 일차계통과 연결될 수 있다.
한편, 연결 배관(70)은 복수 개 배치될 수도 있는데, 예시적인 일례로서, 도 1 및 도 2에서는 정지냉각계통에 포함된 연결 배관(71)과 안전주입계통에 포함된 연결 배관(76)이 각각 하나씩 나란히 배치된 것으로 도시되었다.
본 발명의 일 실시예에서, 도 2를 참조하면, 연결 배관(70)의 일측에는 일차계통이 연결되며, 타측에는 펌프(74, 79)가 설치될 수 있다. 이것은 보조계통으로부터 일차계통 측으로 유체의 이동이 가능하도록 하기 위함이다. 일례로 펌프는 정지냉각계통 또는 안전주입계통을 위한 펌프일 수 있다.
이 때, 도 2를 참조하여 연결 배관(70)의 구조를 보다 상세히 살펴보면, 연결 배관(70)은 크게 격납건물(110) 내에 배치되는 고압경계부와, 보조건물(120) 내에 배치되는 저압경계부로 구분할 수 있다.
그리고, 고압경계부와 저압경계부의 일부에는 각각 필요에 따라 유체의 흐름을 차단 또는 허용하기 위해 제 1 격리 밸브(72, 77)와 제 2 격리 밸브(73, 78)가 설치된다. 이를 통해 필요한 경우에만, 격리 밸브를 개방시킴으로써, 보조계통으로부터 일차계통 측으로 유체의 공급이 가능하도록 할 수 있다.
그러나, 만약 상술한 격리 밸브(72, 73, 77, 78) 중 어느 하나라도 격리 실패시(예를 들어, 격리밸브의 오작동 또는 고장으로 격리밸브가 닫히지 않은 경우), 연결 배관(70)을 통해서 일차계통 냉각수가 방출되는 저압경계부 냉각재상실사고(ISLOCA)가 발생할 수 있다.
이처럼 저압경계부 냉각재상실사고는 격납건물 외부로 연결되어 있는 보조계통(일례로 정지냉각계통 또는 안전주입계통)의 저압경계부를 통해 원자로냉각재가 격납건물 외부로 직접 상실되는 사고이다. 이 때, 저압경계부를 통해 보조건물(120)의 내부 공간으로 방출된 핵분열생성물은 보조건물 내 다른 공간까지 확산되어 최종적으로, 보조건물(120) 일측에 마련된 개구(122)를 통해 외부로 방출될 수도 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 이러한 저압경계부 냉각재상실사고 발생시 핵분열생성물이 보조건물(120)의 외부로 방출되지 않도록 효과적으로 대처하는 시스템이다. 이하, 도면을 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)의 각 구성에 대하여 자세히 살펴보기로 한다.
다시 도 1을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 보조건물(120)의 내부 일측에 설치되어 방사능농도를 감지하는 방사능농도 감지 모듈(20)을 포함한다.
이 때, 방사능농도 감지 모듈(20)은 방사능농도에 따라 전기적 신호의 출력을 변화시켜 제공할 수 있는 공지의 센서를 의미할 수 있다. 비제한적인 일례로서, '이온전리함형 방사선감시기' 또는 '섬광형 방사선감시기' 등이 방사능농도 감지 모듈(20)로서 적용될 수 있다.
이 때, 방사능농도 감지 모듈(20)은 도 2에 도시된 바와 같이 보조건물(120)을 지나는 저압경계부의 일부와 인접하여 배치될 수 있다. 이는 저압경계부 냉각재상실사고가 발생한 경우, 저압경계부로부터 방출되는 핵분열생성물에 의한 방사능을 보다 신속하고 정확하게 방사능농도를 감지하기 위함이다.
본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 저압경계부 냉각재상실사고 발생 시, 제염수를 분사하는 스프레이 모듈(30)을 포함한다.
이 때, 스프레이 모듈(30)이 제염수를 분사하는 것은, 저압경계부의 일부로부터 보조건물(120)의 내부 공간 측으로 방출될 수 있는 핵분열생성물을 제염하기 위함이다. 특히, 저압경계부 냉각재상실사고 시 핵분열생성물은 에어로졸(Aerosol) 형태로 방출될 수 있는데, 이러한 에어로졸 형태의 핵분열생성물을 제염수가 포집함으로써 제염 과정이 진행될 수 있다.
한편, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)의 스프레이 모듈(30)은 격납 용기 내부 공간(A1)에 배치된 스프레이 장치(114)와는 구분되는 것임을 밝혀 둔다. 즉, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)의 스프레이 모듈(30)은 전술한 바와 같이 저압경계부 냉각재상실사고에 대비하기 위한 장치이다.
보다 효과적인 제염수 분사를 위해, 스프레이 모듈(30)은 보조건물의 내부 공간 중에서도 상측에 배치되는 것이 바람직하다. 구체적으로 도 1에 도시된 바와 같이 공간의 천정부에서 중력 방향으로 제염수를 분사하는 것이 바람직하다. 이 경우, 중력을 이용함으로써, 제염수 분사를 위한 동력을 배제하거나, 최소화시킬 수 있는 장점이 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 스프레이 모듈(30)을 통해 분사되는 제염수가 저장되는 탱크(40)를 포함한다. 즉, 탱크(40)로부터 스프레이 모듈(20) 측으로 제염수가 공급될 수 있다.
이 때, 탱크(40)는 제염수의 공급을 허용 또는 차단하는 탱크 밸브(미도시)를 구비할 수 있다. 이를 통해 평상시에는 탱크 밸브(41 내지 43)를 폐쇄시킴으로써 탱크(40) 내부에 제염수를 보관 상태로 두되, 필요한 경우에만 탱크 밸브(41 내지 43)를 개방시켜 스프레이 모듈(30) 측으로 제염수를 공급할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에서, 탱크(40)는 도 1에 도시된 바와 같이, 보조건물(120)의 외측 상부면에 배치되는 것이 바람직하다. 이는 탱크(40) 내부에 저장된 제염수가 추후 이동될 스프레이 모듈(30)의 높이 대비 위치에너지를 확보하기 위함이다. 제염수는 이러한 위치에너지를 기반으로 하여, 탱크(40)로부터 스프레이 모듈(30) 측까지 별도의 동력 없이 이동되거나, 이동에 필요한 에너지를 최소화할 수 있다.
한편, 도면에서는 탱크(40)가 단수 개인 것으로 도시되었으나, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템이 이에 제한되는 것은 아니며, 필요에 따라 복수 개의 탱크를 포함할 수도 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 전술한 탱크 밸브(41 내지 43)의 개폐를 제어할 수 있는 제어 모듈(50)을 더 포함할 수 있다.
구체적으로, 도 3을 참조하면, 제어 모듈(50)은 방사능농도 감지 모듈(20)로부터 획득된, 보조건물(120) 내 방사능농도에 관련된 정보를 수신할 수 있다. 제어 모듈(50)은 상기 정보를 기초로 보조건물 내 핵분열생성물이 방출된 특정 영역을 선택하고, 선택된 특정 영역으로 대상으로 제염수를 공급하도록 탱크 밸브를 제어할 수 있다. 이에 대해서는 저압경계부 냉각재상실사고 발생시, 대처 시스템(10)의 구동과 관련된 설명을 통해 보다 상세히 기술하기로 한다.
그러나, 이와는 달리, 제어 모듈(50)에 의해 탱크 밸브(41 내지 43)가 자동적으로 제어되는 것이 아니라, 운전원이 방사능농도 감지 모듈(20)로부터 전송된 정보에 기초하여 수동으로 탱크 밸브의 개폐를 조작할 수도 있다. 이 때에는 제어 모듈(50)은 자체적으로 신호를 생성하지 않고, 운전원이 입력한 신호에 기반하여 탱크 밸브(41 내지 43)를 제어할 수 있을 것이다.
또한, 도 3을 참조하면, 제어 모듈(50)은 스프레이 모듈(30)에 신호를 전달할 수 있다. 일례로, 스프레이 모듈(30)이 펌프와 같은 동력 수단으로부터 구동력을 제공받아 제염수를 분사하는 경우, 스프레이 모듈(30)에 포함된 상기 펌프를 구동시키는 신호를 생성할 수도 있다.
본 발명의 일 실시예에서, 도 1 및 도 2를 다시 참조하면, 보조건물(120)은 공간적으로 구별되는 복수 개의 공간(S1, S2, S3)으로 구획될 수 있다. 여기서 공간적으로 구별된 복수 개의 공간을 이루는 일 공간은, 유체 연통 또는 공기의 순환이 전혀 이루어지지 않는 폐쇄적인 상태에 있는 특정 공간을 의미하는 것만은 아니며, 공간을 구별하기 위해 설치된 벽체 구조물, 게이트 등에 의해 시각적 또는 기능상 구분되는 특정 영역도 포함할 수 있음을 밝혀 둔다.
이 때, 복수의 공간은 제 1 공간(S1), 제 2 공간(S2) 및 제 3 공간(S3)을 포함할 수 있다. 여기서 제 1 공간(S1), 제 2 공간(S2) 및 제 3 공간(S3)은 도면에 도시된 바와 같이 수직적으로 배치된 층별 구조만을 의미하는 것은 아니며, 같은 층 내에 배치되는 독립적인 복수 개의 공간을 의미할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에서, 방사능농도 감지 모듈(20)은 제 1 공간(S1), 제 2 공간(S2) 및 제 3 공간(S3)을 포함하는 복수의 공간마다 각각 개별적으로 설치되는 제 1 방사능농도 감지 모듈(21), 제 2 방사능농도 감지 모듈(22) 및 제 3 방사능농도 감지 모듈(23)을 포함할 수 있다.
또한 스프레이 모듈(30) 역시 이와 마찬가지로 복수의 공간마다 각각 개별적으로 설치되는 제 1 스프레이 모듈(31), 제 2 스프레이 모듈(32) 및 제 3 스프레이 모듈(33)을 포함할 수 있다.
그리고, 탱크(40)는 상기 제 1 공간(S1), 제 2 공간(S2) 및 제 3 공간(S3)을 포함하는 복수의 공간에 각각 대응되도록 제 1 탱크 밸브(41), 제 2 탱크 밸브(42), 제 3 탱크 밸브(43)를 포함할 수 있다. 일례로, 제 1 탱크 밸브(41)는 제 1 공간(S1)의 제 1 스프레이 모듈(30) 측으로 제염수를 공급할 때 개방되는 밸브이며, 제 2 탱크 밸브(42)와 제 3 탱크 밸브(43)도 이와 유사한 관계를 가지며 구동된다.
이처럼 복수 개의 밸브에 의해 제염수의 유로를 달리하는 것과 달리, 아예 독립적으로 구분되는 복수 개의 탱크로서, 제 1 탱크, 제 2 탱크 및 제 3 탱크를 포함하며, 각 탱크에 대응되는 개별 스프레이 모듈을 일대일로 대응시킬 수도 있다.
이처럼, 본 발명의 일 실시예에서, 보조공간 내 복수의 공간마다 각각 개별적으로 방사능농도 감지 모듈(20) 및 스프레이 모듈(30)을 설치하고, 탱크(40)에 대해서도 각 공간에 대응되는 유로를 달리 설정하는 것은, 복수의 공간 중에서 방사능이 검출된 특정 영역에 집중하여 제염을 수행하기 위함이다.
보다 구체적인 일례로서, 도 2를 참조하여 제 2 공간(S2)에서 방사능농도가 소정 농도 이상인 경우에 대하여 설명하기로 한다.
도 2에 도시된 상황은, 연결 배관(70)의 저압경계부 중에서도, 제 2 공간(S2)을 지나는 배관의 일부로부터 일차계통 냉각수가 방출된 경우를 상정한 것이다. 이 경우, 제 2 공간(S2)을 지나는 저압경계부 외에 제 1 공간(S1) 및 제 3 공간(S3)을 지나는 저압경계부의 경우, 일차계통 냉각수가 방출되지 않은 것을 상정하였다.
이러한 상황에서, 일차계통 냉각수에 포함되어 제 2 공간(S2) 내에 방출된 핵분열생성물에 의한 방사능은 제 2 방사능농도 감지 모듈(22)에 의해 감지할 수 있다.
이 때, 도 3을 참조하면, 제 2 방사능농도 감지 모듈(22)에 의해 확인된 방사능농도 정보는 실시간으로 제어 모듈(50) 측으로 전송된다.
제어 모듈(50)은 방사능농도가 소정 수치 이상인 경우, 복수개의 탱크 밸브 중 제 2 탱크 밸브(42)를 개방시키도록 신호를 생성하여 탱크(40) 측으로 전송할 수 있다.
또한, 제어 모듈(50)은 스프레이 모듈(30)에 대해서도 제염수 분사를 위한 압력을 생성하도록 펌프를 구동시키는 신호를 생성하여 제 2 스프레이 모듈(32) 측으로 전송할 수도 있다.
그 후, 제 2 탱크 밸브의 개방에 따라 제염수는 제 2 공간(S2)에 배치된 제 2 스프레이 모듈(32) 측으로 이동될 수 있다. 그 후 제염수는 제 2 스프레이 모듈(32)에 의해 제 2 공간(S2)을 향해 분사되어, 제 2 공간(S2) 내에 존재하는 핵분열생성물을 포획한 후, 바닥을 향해 낙하되면서 제염이 이루어질 수 있다.
이처럼, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템(10)은 보조건물 내 광범위한 공간 중에서, 핵분열생성물이 방출된 개별 영역에 대하여 집중적으로 제염을 수행할 수 있다.
특히, 이러한 제염 방식은 핵분열생성물의 확산 방지를 위해 매우 중요한 방출 초기 시점에, 방사능이 검출된 특정 영역에 대하여 제염수를 집중적으로 분사함으로써, 핵분열생성물의 확산 및 외부 유출을 효과적으로 차단할 수 있다.
만약 이와 달리 발생 영역에 집중하여 제염을 수행하지 않을 경우, 방사능이 감지되지 않은 영역에 대해서도 제염수를 분사하게 되므로, 제염수의 낭비 문제가 야기된다. 그 결과, 실제 방사능이 감지된 영역에 대하여 분사시킬 수 있는 제염수의 양이 줄어들게 되는 문제가 있다.
살펴본 바와 같이 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템은 보조건물에 설치되는 방사능농도 감지 모듈 및 스프레이 모듈을 구비함으로써, 저압경계부 냉각재상실사고 발생시 효과적으로 대처할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템은 보조건물 내 복수의 공간 중 핵분열생성물이 방출된 특정 공간에 대하여 집중적으로 제염을 수행할 수 있으므로, 방사능이 외부로 누출되는 것을 보다 효과적으로 방지할 수 있다.
그리고 본 발명의 일 실시예에 따른 대처 시스템은 보조건물의 외측 상부면 상에 탱크를 배치함으로써, 제염수의 공급에 소요되는 에너지를 최소화할 수 있는 장점이 있다.
이상에서 본 발명의 일 실시예에 대하여 설명하였으나, 본 발명의 사상은 본 명세서에 제시되는 실시 예에 제한되지 아니하며, 본 발명의 사상을 이해하는 당업자는 동일한 사상의 범위 내에서, 구성요소의 부가, 변경, 삭제, 추가 등에 의해서 다른 실시 예를 용이하게 제안할 수 있을 것이나, 이 또한 본 발명의 사상범위 내에 든다고 할 것이다.
10 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템
20 방사능농도 감지 모듈 30 스프레이 모듈
40 탱크 50 제어 모듈
70 연결 배관 72, 73, 77, 78 격리 밸브
S1 제 1 공간 S2 제 2 공간
S3 제 3 공간

Claims (5)

  1. 격납건물의 일차계통에 연결된 연결 배관을 통해 상기 격납건물 측으로부터 보조건물 측으로 핵분열생성물을 포함하는 일차계통 냉각수가 방출되는 우회사고에 대처하기 위한 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템으로서,
    상기 연결 배관 중에서 상기 보조건물을 지나는 저압경계부의 일부와 인접하도록 상기 보조건물의 내부 일측에 설치되는 방사능농도 감지 모듈;
    상기 방사능농도 감지 모듈과 인접하여 설치되며, 상기 저압경계부의 일부로부터 상기 보조건물의 내부 공간 측으로 방출된 상기 핵분열생성물을 제염하도록 제염수를 분사시키는 스프레이 모듈 및
    내부에 상기 스프레이 모듈 측으로 공급되는 상기 제염수가 저장되며, 상기 제염수의 공급을 허용 또는 차단하는 탱크 밸브가 구비된 탱크를 포함하는, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 연결 배관은 원자로 정지냉각계통 또는 안전주입계통에 포함된 배관인, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 탱크는 상기 보조건물의 외측 상부면 상에 배치됨으로써 별도의 동력 없이 상기 스프레이 모듈 측으로 상기 제염수를 공급할 수 있는, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 보조건물은 공간적으로 구별되는 복수의 공간을 포함하되, 상기 복수의 공간마다 각각 상기 방사능농도 감지 모듈 및 상기 스프레이 모듈이 설치되며,
    상기 탱크 밸브는 상기 복수의 공간에 각각 대응되는 복수 개의 밸브를 포함하는, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템.
  5. 제 4 항에 있어서,
    상기 복수 개의 밸브의 개폐를 제어하는 제어 모듈을 더 포함하고,
    상기 제어 모듈은 상기 복수의 공간 중 제 1 공간의 상기 방사능농도가 소정 수치 이상일 경우, 상기 복수 개의 밸브 중 상기 제 1 공간에 대응되는 제 1 밸브를 선택적으로 개방시키는, 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템.
KR1020200187154A 2020-12-30 2020-12-30 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템 KR102538946B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020200187154A KR102538946B1 (ko) 2020-12-30 2020-12-30 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020200187154A KR102538946B1 (ko) 2020-12-30 2020-12-30 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20220095537A true KR20220095537A (ko) 2022-07-07
KR102538946B1 KR102538946B1 (ko) 2023-06-01

Family

ID=82398314

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020200187154A KR102538946B1 (ko) 2020-12-30 2020-12-30 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR102538946B1 (ko)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20140133291A (ko) * 2013-05-10 2014-11-19 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20140133291A (ko) * 2013-05-10 2014-11-19 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전

Also Published As

Publication number Publication date
KR102538946B1 (ko) 2023-06-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11756698B2 (en) Passive emergency feedwater system
EP2218076B1 (en) Passive emergency feedwater system for a nuclear reactor
KR101665059B1 (ko) 코어캐쳐를 구비한 원자로용기 내외 노심용융물 냉각 시스템 및 방법
JPH0715507B2 (ja) 原子炉の受動的安全装置
EP2019393B1 (en) Boiling water reactor with an emergency core cooling system
US11355255B2 (en) System and method for reducing atmospheric release of radioactive materials caused by severe accident
KR102538946B1 (ko) 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템
KR102552914B1 (ko) 가압수형 핵 원자로의 정지를 관리하기 위한 방법
KR900007745B1 (ko) 가압수형 원자로의 1차 배관회로 냉각장치
KR102351448B1 (ko) 중수로 증기발생기 세관 파단사고의 중대사고 영향 평가방법
EP3493218B1 (en) Safety system
JPH06118192A (ja) 沸騰水型原子炉用低圧冷却材注入修正の装置および方法
KR20210122551A (ko) 증기 발생기 사고 대처 시스템
Choi et al. Sensitivity Analysis of RCS Depressurization Strategy Under a Postulated SGTR Accident in OPR1000
KR102255219B1 (ko) 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법
JPH02264894A (ja) 加圧水型原子力プラントの安全保護設備
Yan et al. Passive safety systems of advanced nuclear power plant: AP1000
KR20240107239A (ko) 밸브 조립체 및 이를 포함하는 원전
KR20220009231A (ko) 원전 중대사고 발생 시 요오드 방출 저감장치
Erlenwein et al. Assessment of Safety-Relevant Aspects of Kraftwerk Union’s 200-MW (thermal) Nuclear District Heating Plant Concept
JPS63180799A (ja) タンク過圧防止設備
Bertrand The application of redundancy-related basic safety principles to the 1400 MWE reactor core standby cooling system
Mitenkov et al. VPBER-600 conceptual features and safety analysis results
Gatlin et al. DOCKET NO. 50/395 OPERATING LICENSE NO. NPF-12 TECHNICAL SPECIFICATION BASES REVISION UPDATED THROUGH JUNE 2011
Gureeva et al. Design implementation of AST-500 passive safety principles

Legal Events

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